JAEA-Review
2020-023
DOI:10.11484/jaea-review-2020-023

東京電⼒福島第⼀原⼦⼒発電所事故の対処に係る研究開発－ふくしま復興に向けた10年の取り組み－
Research and Development(R&D) for the Fukushima Daiichi Accident- 10 years’ Activities on Fukushima Revitalization 福島研究開発部門
Sector of Fukushima Research and Development

December 2020
Japan Atomic Energy Agency

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東京電力福島第一原子力発電所事故の対処に係る研究開発－ふくしま復興に向けた 10 年の取り組み－

日本原子力研究開発機構
福島研究開発部門（2020 年 10 月 5 日受理）

2011 年 3 月 11 日、東日本大震災により、東京電力福島第一原子力発電所 (以下「1F」という）事故が発生した。日本原子力研究開発機構（以下「原子力機構」という）は災害対策基本法指定の公共機関として、緊急時対応などを含めた対応を行うとともに、我が国唯一の原子力に関する総合的研究開発機関として、1F 事故の対処に関する研究開発を行ってきた。
本報告書は、事故直後から 10 年後の現在に至るまでの、原子力機構の福島復興対応に関する活動を取りまとめたものである。具体的には、事故直後の緊急時対応、福島部門の設置を含む体制や基盤の整備、廃炉や環境回復に対する研究開発成果、今後の展望について記載している。

いわき事務所：〒970-8026 福島県いわき市平字大町 7-1 平セントラルビル 8 階ii

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Research and Development(R&D) for the Fukushima Daiichi Accident- 10 years' Activities on Fukushima Revitalization -Sector of Fukushima Research and Development
Japan Atomic Energy Agency
Iwaki-shi, Fukushima-ken（Received October 5, 2020）

The Great East Japan Earthquake on March 11, 2011, caused the accident of the
Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F), operated by Tokyo Electric Power
Company Holdings, Ltd. Japan Atomic Energy Agency (JAEA), as a designatedinstitution of the Basic Act on Disaster Control Measures, supported lots ofactivities on emergency response, environmental remediation and so on. As a uniquenuclear R&D institution, JAEA conducted the Research and Development on Fukushima
Daiichi Decommissioning and Environmental Restoration.
This report summarizes the 10 years' JAEA activities on Fukushima Revitalization,
including emergency responses just after the accident, construction on the R&D
organization and infrastructures, results of R&D towards 1F decommissioning andenvironmental restoration and so on.
Keywords: The Accident of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station,
Activities on Emergency Response, Fukushima Revitalization,
1F Decommissioning, Environmental Restorationii

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目次

1. 東京電力福島第一原子力発電所事故後の緊急時対応から～福島研究開発部門の沿革～ ········································ 1
1.1

1F 事故と環境への影響の概要 ·································· 1

1.2

事故後の緊急時対応 ··········································· 3

1.3

福島研究開発部門の組織・沿革 ································ 11

2. 国の方針と研究開発体制 ············································· 14
2.1

国の方針···················································· 14

2.2

1F の廃止措置 ··············································· 14

2.3

オフサイトの環境回復 ········································ 17

3. 研究開発基盤の整備 ················································· 20
3.1

国の方針···················································· 20

3.2

楢葉遠隔技術開発センター ···································· 23

3.3

大熊分析・研究センター ······································ 30

3.4

廃炉国際共同研究センター（現廃炉環境国際共同研究センター） ·· 35

3.5

福島環境安全センター（現廃炉環境国際共同研究センター） ······ 38

4. 廃止措置等に向けた研究開発 ········································· 40
4.1

研究開発の進め方············································ 40

4.2

廃止措置等に向けた研究開発の進捗 ···························· 54

5. 環境回復に係る研究開発 ············································· 82
5.1

研究開発の進め方············································ 82

5.2

政府プロジェクトとしての研究開発（緊急時からの対応） ········ 86

5.3

除染・モニタリング・被ばく評価に係る研究開発の進捗 ·········· 97

5.4

環境動態研究の進捗 ········································· 106

5.5

環境創造センターにおける活動 ······························· 120

6. 研究開発成果の現場への実装 ········································ 125
6.1

地元企業への技術移転 ······································· 125

6.2

地元等への技術情報の還元 ··································· 131

7. 今後に向けて ······················································ 136
付録

本文で紹介した成果に係わるプレス発表 ···························· 138iii

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Contents

1. Emergency response just after the 1F accident- History of Sector of Fukushima Research and Development - ········· 1
1.1

Outline of the 1F accident and the effect to the environment ····· 1

1.2

Emergency response just after the accident ······················· 3

1.3

Organization and history of Sector of Fukushima Research andDevelopment ···················································· 11

2. National policy and R&D system ····································· 14
2.1

National policy················································· 14

2.2

1F decommissioning·············································· 14

2.3

Environmental restoration ······································· 17

3. Development of the R&D infrastructures ····························· 20
3.1

National policy················································· 20

3.2

Naraha Center for Remote Control Technology Development ········· 23

3.3

Okuma Analysis and Research Center ······························ 30

3.4

Collaboration Laboratories for Advanced Decommissioning Science(CLADS) ························································ 35

3.5

Fukushima Environmental Safety Center (current CLADS) ·········· 38

4. R&D towards 1F decommissioning ····································· 40
4.1

How to proceed with R&D ········································· 40

4.2

Progress of R&D towards 1F decommissioning ······················ 54

5. R&D towards environmental restoration ······························ 82
5.1

How to proceed with R&D ········································· 82

5.2

R&D as governmental project since emergency response ············ 86

5.3

Progress of R&D on decontamination, environmental monitoring andindividual dose evaluation ······································ 97

5.4

Progress of research on assessing natural mobilization of Cs in
the environment················································ 106

5.5

Collaboration with Fukushima prefecture and National InstituteEnvironmental Studies in Fukushima Prefectural Center for
Environmental Creation········································· 120iv

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6. Implementation of R&D results in the field ························ 125
6.1

Technology transfer to the companies in Fukushima ·············· 125

6.2

Restoration of technology information to Fukushima ············· 131

7. For the future ···················································· 136
Appendix ····························································· 138v

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図表リスト
1章
図 1-1

80 km 圏内における空間線量率分布の変化 ······························· 2

図 1-2

事故直後の NEAT······················································ 3

図 1-3

原子力機構 専門家活動 ··············································· 3

図 1-4

身体汚染サーベイの様子 ·············································· 4

図 1-5

福島市杉妻会館の 2 部屋に寝泊まりし、事故発生直後の環境モニタリングを
実施 ······························································· 4

図 1-6NEAT に文部科学省「健康相談ホットライン」を開設し、住民の方々からの放射線に関する電話相談を実施 ········································ 4

図 1-7

有人ヘリによるモニタリング（2011 年 7 月） ··························· 5

図 1-8

無人ヘリによる空からのモニタリング試験（2011 年 12 月） ··············· 5

図 1-9

地上基地局（専用車内）へ送られるデータ（2011 年 12 月） ··············· 5

図 1-10

各地のモニタリング結果を基にした放射性セシウムの沈着量の 3 次元分布図
例（2012 年 1 月） ··················································· 5

図 1-11

原子力機構が策定した学校プール水の除染の手引 ······················· 7

図 1-12

南相馬市ハートランドはらまちでの除染試験 ··························· 7

図 1-13

伊達市下小国集会所周辺での除染試験、線量測定結果 ··················· 8

図 1-14

表土剥ぎ取りによる農地除染作業（除染モデル実証事業） ··············· 8

図 1-15

民家の除染作業（除染モデル実証事業） ······························· 9

図 1-16

大熊町内での路面除染作業の様子 ····································· 9

図 1-17いわき市内の保育所でのプール除染作業の様子 ························· 9

図 1-18

川俣町での環境動態研究（放射線量率・分布の測定・評価作業）
ガンマープロッター（可搬型平面ガンマ線分布計測装置）所持 ··········· 10

図 1-19

川内村の荻ダムとその周辺で、放射性物質の挙動を調査 ················ 10

図 1-20

PTA の皆さんとの遊具除染の様子（文部科学省「チルドレンファースト」） · 10

図 1-21

組織・沿革 ························································ 13

図 1-22

福島県内に所在する福島研究開発拠点の組織 （2020.4.1 現在） ········ 13

2章
図 2-1

1F の廃止措置の全体工程············································· 15

図 2-2

1F の廃止措置に係る関係機関の役割分担 ······························· 16

図 2-3

1F の廃止措置に向けた研究開発体制 ··································· 16

図 2-4

環境回復に係る研究開発の政府方針と取組体制 ························· 17

図 2-5

環境創造センター中長期取組方針 ····································· 18

図 2-6

協定締結式 ························································· 19vi

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3章
図 3-1

福島イノベーション・コースト構想の一翼を担う廃炉関連施設 ··········· 22

図 3-2

楢葉遠隔技術開発センター開所式の様子 ······························· 23

図 3-3

楢葉遠隔技術開発センターの全景（2019 年 7 月撮影） ··················· 23

図 3-4

要素試験エリアの試験設備；(a)ロボット試験用水槽 、(b)モックアップ階段(c)モーションキャプチャ ············································ 24

図 3-5

実規模試験；(a)試験体、(b)試験体模式図 ····························· 25

図 3-6

VR システム ························································ 26

図 3-7

遠隔操作機器の操作訓練システム ····································· 27

図 3-8標準試験場；(a)グレーチング面による狭隘走行環境、(b)貫通孔等の配管模擬環境 ·························································· 27

図 3-9

ロボットシミュレータの操作画面 ····································· 28

図 3-10 NARREC の累積利用件数 ············································· 28
図 3-11 NARREC の利用事例；(a)アクセス調査装置のモックアップ試験（IRID/
三菱重工業）、(b)レスキューロボットの性能検証試験（東京工芸大学）、(c)災害救援物資輸送ダクテッド・ファン UAV の実用化開発（IHI、協栄精機） ························································ 29
図 3-12放射性物質分析・研究施設位置図 ···································· 30

図 3-13

施設管理棟開所式の様子 ············································ 31

図 3-14

施設管理棟 ························································ 31

図 3-15

施設管理棟断面 ···················································· 31

図 3-16

ワークショップ ···················································· 31

図 3-17 第 1 棟の外観（2020 年 6 月撮影） ···································· 32
図 3-18

新たな ICP-MS を導入した分析プロセスの概要 ························· 33

図 3-19

自動化技術を取り入れた分離装置 ···································· 34

図 3-20

国際共同研究棟 ···················································· 35

図 3-21

多目的試験棟 ······················································ 36

図 3-22

制御棒ブレード破損試験装置及びレーザー加熱装置 ···················· 37

図 3-23

福島県環境創造センター交流棟・本館・研究棟（三春町） ·············· 38

図 3-24福島県環境創造センター環境放射線センター（南相馬市） ·············· 38

図 3-25 Ge 半導体検出器···················································· 39
表 3-1

施設・設備概要 ····················································· 36

表 3-2

研究棟での設備概要 ················································· 39vii

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4章
図 4-1

福島第一原子力発電所の廃炉に係る(a)研究開発実施体制の概略（NDF 戦略
プランより抜粋）、(b)福島研究開発部門の研究開発体制 ················· 41

図 4-2

廃炉基盤研究プラットフォームの位置付け ····························· 43

図 4-3

若手研究者による成果発表 ··········································· 44

図 4-4

FRC の様子 ························································· 44

図 4-5

英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業 ····················· 47

図 4-6

福島第一原子力発電所廃炉のための『基礎・基盤研究の全体マップ』 ····· 49

図 4-7

基礎・基盤研究の全体マップと CLADS 研究との関連・位置付け ··········· 51

図 4-8

連携ラボの概要（研究人材育成型廃炉研究プログラム） ················· 52

図 4-9

福島原子力事故関連情報アーカイブ（FNAA） ··························· 53

図 4-10 TMI-2 で利用された取り出し工具の分類 ······························· 54
図 4-11 (U,Zr)O2 ビッカース硬さの組成依存性 ································ 55
図 4-12

燃料デブリとして生成すると考えられる各相の微小硬さ ················ 55

図 4-13

試験に利用した TMI-2 燃料デブリ ···································· 56

図 4-14大型 MCCI 試験生成物の外観 ········································· 56

図 4-15

燃料デブリの処置シナリオの例 ······································ 57

図 4-16

汚染水試料に検出された核種の濃度の変化 ···························· 60

図 4-17

原子炉建屋内で採取された瓦礫試料に検出された核種の濃度 ············ 61

図 4-18

実物の吸着塔における Cs の吸着分布 ································· 62

図 4-19

汚染水処理による二次廃棄物の試験固化体の例 ························ 63

図 4-20

適用可能な固化処理技術を抽出する方法論のイメージ図 ················ 64

図 4-21

化学物質による放射性核種の吸着分配係数への影響に関する実験例 ······ 65

図 4-22 2 号機炉内状況推定図（全体） ······································· 66
図 4-23 2 号機炉内状況推定図（局所） ······································· 67
図 4-24

炉心露出、減圧、燃料崩落の予測結果 ································ 67

図 4-25

炉心エネルギーの評価結果 ·········································· 68

図 4-26

制御棒ブレード破損試験装置と模擬制御棒ブレード試験体の外観 ········ 68

図 4-27 1～3 号機における燃料デブリの主要なペデスタル移行時間帯の推定結果 ·· 69
図 4-28小型軽量コンプトンカメラ ·········································· 71

図 4-29 1F タービン建屋内での汚染箇所の特定 ································ 72
図 4-30

ドローンに搭載したコンプトンカメラと 3 次元位置測定センサー（3D-LiDAR）······················································· 72

図 4-31

帰還困難区域での測定結果 ·········································· 72

図 4-32 iRIS-V に用いられている検出器と車輌 ································ 73
図 4-33 iRIS-V を用いた放射線源の可視化（パノラマ画像） ···················· 73viii

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図 4-34 α ダストモニタの検出部 ············································ 74
図 4-35 α 核種可視化検出器················································ 74
図 4-36 1F でのスミヤ試料と Pu 試料の α 線エネルギースペクトルの比較 ········ 75
図 4-37 α 線を放出する粒子の α 線分布可視化結果 ··························· 75
図 4-38

開発手法を用いた立体復元結果の例 ·································· 76

図 4-39レーザー遠隔分析技術の基本概念 ···································· 76

図 4-40 LIBS による U、Pu 発光スペクトル例 ·································· 76
図 4-41

共鳴吸収分光による Pu 同位体測定例 ································· 76

図 4-42

光ファイバー利用レーザー遠隔分析技術の概念（上）と小型化した可搬型装置の外観（下）··················································· 77

図 4-43

光ファイバーLIBS による水中での Zr/U 混合酸化物のスペクトル取得例 ·· 77

図 4-44 マイクロチップレーザー利用 LIBS 計測系の概念 ······················· 78
図 4-45

採取デブリの受払セルにおけるスクリーニング技術提案例 ·············· 78

表 4-1

FRC 開催状況························································ 45

表 4-2

主な国際協力 ······················································· 48

表 4-3

除染処理がなされた汚染水と除去された 137Cs 放射能の量 ················ 60

5章
図 5-1

放射線モニタリングに関する原子力機構の対応経緯 ····················· 86

図 5-2

福島市における代表的な空間線量率モニタリング例 ····················· 87

図 5-3

2011 年と 2017 年に実施された政府プロジェクトによるモニタリング結果 ·· 88

図 5-4

森林除染試験結果（除染ガイドライン作成調査業務の例） ··············· 92

図 5-5

適用した除染方法の例（宅地） ······································· 93

図 5-6

壁の除染効果（除染方法と材質の違いによる低減率の比較） ············· 93

図 5-7

適用した除染方法の例（グラウンド） ································· 94

図 5-8

適用した除染方法の例（道路） ······································· 95

図 5-9

RESET による除染シミュレーションの流れ ······························ 97

図 5-10 RESET による居住制限区域と帰還困難区域との境界での除染効果の予測例 · 97
図 5-11

帰還困難区域における解析対象とした宅地・農地 ······················ 98

図 5-12

除染前の空間線量率予測マップ ····································· 100

図 5-13

除染後の空間線量率予測マップ ····································· 100

図 5-14

空間線量率の区分毎の除染後の宅地・農地の面積比率の推移予測（参考として未除染の場合も提示） ·································· 101

図 5-15 2013 年と 2017 年に実施された無人機によるモニタリング結果 ········· 102
図 5-16

プラスチックシンチレーションファイバの概観 ······················· 103ix

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図 5-17

除染効果確認のためのシステムと除染前後での測定例 ················· 103

図 5-18

農業用ため池底の放射線分布測定例 ································· 104

図 5-19スペクトル情報を利用した水底の深度方向の放射性セシウム分布推定
手法 ····························································· 104

図 5-20福島沖の河口域で放射線モニタリングに活用されている無人観測船（ASV） ·························································· 104

図 5-21

復興拠点のモニタリング例 ········································· 105

図 5-22

復興拠点の被ばく評価例 ··········································· 105

図 5-23

環境中におけるセシウムの化学形態と特徴の違い ····················· 106

図 5-24

環境中におけるセシウムの動態研究のモチベーション ················· 106

図 5-25

調査対象河川水系と空間線量率分布（2014 年 11 月 7 日時点） ·········· 107

図 5-26

森林内におけるセシウム移動量調査 ································· 107

図 5-27

小高川河川敷の空間線量率分布の経時変化 ··························· 108

図 5-28太田川（左）及び請戸川（右）における河川水中の溶存態セシウム濃度（上）及び懸濁態中のセシウム濃度（下）の経時変化 ·················· 109

図 5-29大柿ダム湖に流入する 2 河川（請戸川・小出谷川）および大柿ダム放流
水中の溶存態セシウム濃度の経時変化 ································ 110

図 5-30

大柿ダム湖水中の溶存態セシウム濃度の深さ方向の分布 ··············· 110

図 5-31

請戸川河口域の堆積物の分布と堆積物中放射性セシウム濃度の経時変化 · 111

図 5-32 主要な市街地表面要素ごとの相対的なセシウム沈着量の経時変化 ······· 111
図 5-33

高太石山の空間線量率の分布（1 m 高さ、2017 年 11 月測定） ·········· 112

図 5-34

環境中におけるセシウムの動態解析ツールの概要 ····················· 113

図 5-35 水環境シミュレーションを用いた河川水系からのセシウム流出比 ······· 114
図 5-36①河川への落葉、②落葉層からの流出、③有機土壌層からの流出を考慮した渓流魚中のセシウム濃度予測 ···································· 116

図 5-37「福島総合環境情報サイト（https://fukushima.jaea.go.jp/ceis/）」の概要 ··························································· 117

図 5-38

林野火災時の大気浮遊じん中セシウム濃度（福島県測定）及びレボグル
コサン濃度（国環研測定）の経時変化 ································ 121

図 5-39

林野火災前後の空間線量率分布（原子力機構測定）の比較 ············· 121

表 5-1

土地利用区分毎の除染方法の評価結果のまとめ ························· 90

表 5-2

森林からのセシウム流出率 ·········································· 108x

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6章
図 6-1

プラスチックシンチレーションファイバ検出器 ························ 125

図 6-2

放射能分布マップによる浚渫範囲の変化の確認 ························ 126

図 6-3

PSF 検出器 ························································ 127

図 6-4 東京電力の設置した PSF モニター ···································· 127
図 6-5

事業の成果概要 ···················································· 128

図 6-6

事業体制 ·························································· 129

図 6-7

異なる手法による比較 ·············································· 130

図 6-8

第 4 回廃炉創造ロボコン； (a) 競技の様子、(b) 原子力機構理事長賞（技術賞）を受賞したチーム(福島工業高等専門学校) ·················· 131

図 6-9

ロボット操作実習プログラムの整備 ·································· 132

図 6-10

福島県内企業・大学廃炉・災害対応ロボット関連技術展示実演会（2018 年 12 月） ·················································· 132

図 6-11

大熊分析・研究センターにおける施設公開 ··························· 132

図 6-12

地元とのふれあい ················································· 132

図 6-13

各自治体等に対する除染活動への支援例 ····························· 133

図 6-14

答える会の様子 ··················································· 134

図 6-15 答える会 地域別実施状況（2020 年 3 月末時点） ······················ 134
図 6-16

人材育成事業支援 ················································· 135

図 6-17 WBC 車 ··························································· 135
図 6-18 WBC 検査結果の説明················································ 135xi

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はじめに
日本原子力研究開発機構（以下「原子力機構」

携して福島県環境創造センター中長期取組方針という）の福島研究開発部門における研究開発業を定めております。この方針等に基づき、三機関務に関し、平素より多大なご理解とご支援を賜り連携のもと、放射線監視・計測に係る技術開発、誠にありがとうございます。

河川や森林での放射性セシウム等に関する環境
動態研究等を実施してきております。また、原子

私ども原子力機構は、2011 年 3 月に発生した力機構が有する放射線モニタリング技術、
被ばく

東京電力ホールディングス福島第一原子力発電

評価技術を活用し、避難区域の解除、復興拠点の所（以下「1F」という）の事故直後から福島県に整備に必要なデータの提供、住民の方々への説明

職員を派遣し、環境モニタリングや除染の実証事等も継続しております。

業等の活動を開始しました。それ以降、福島の環境回復及び 1F の廃止措置に技術的側面から積極

2021年3月には1F事故から10年となります。

的に関与し、
基礎基盤研究から研究成果の現場適

この節目に、
事故直後の緊急時対応から規模を拡用に至る幅広い研究開発に取り組んでおります。

大しつつ取り組んできた活動をはじめとし、
現在

また、事故直後の緊急時体制から段階的に組織、に至るまでの研究開発に関する体制や基盤の整体制を整備し、2014 年に福島研究開発部門を設

備状況、研究開発成果等を取りまとめ、報告書と置して福島県内での研究開発基盤を整備しつつして公表することといたしました。
福島県では、避難区域が解除され、帰還困難区

現在に至っております。

域内の復興拠点が整備されつつあるなど、環境の

1F の廃止措置については、国が定めた「東京回復・整備が進展しておりますが、福島の本格的電力ホールディングス（株）福島第一原子力発電

な復興は道半ばであると思います。1F の状況も、所の廃止措置に向けた中長期ロードマップ」に基野戦病院と称された状態からはかなり改善しまづき、富岡町にある「廃炉環境国際共同研究センしたが、今後は、燃料デブリ取り出し等、より難ター」を中核として、燃料デブリの状況把握、炉

易度の高い作業が予定されており、原子力機構の内状況の解明、放射性廃棄物の処理・処分、遠隔役割はますます重要になってくるものと考えて操作・計測技術等に係る研究開発を、国内外の大おります。

学、研究機関とも連携して実施しております。ま今後も、引き続き、1F の廃止措置、福島の環境た楢葉町には「楢葉遠隔技術開発センター」を整回復の研究開発が福島の復興につながるよう原備し、1F の近傍では「大熊分析・研究センター」

子力機構福島研究開発部門が一丸となって努めの建設を進めてきており、遠隔技術の研究開発・て参りたいと思います。引き続き、よろしくお願

実証や燃料デブリ、放射性廃棄物の分析等、1F のいいたします。

廃止措置に必要な研究施設の整備を進めております。

国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

福島の環境回復については、国が定めた「福島福島研究開発部門長 野田 耕一

復興再生基本方針」を的確に遂行するため、福島
県、
原子力機構及び国立環境研究所の三機関が連

xii
xii

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1. 東京電力福島第一原子力発電所事故後の緊急時対応から～福島研究開発部門の沿革～
1.1 1F 事故と環境への影響の概要

が、半減期が短いことから、初期のころの高い

1.1.1 1F 事故の概要

空間線量率は速やかに低下した。現在では放射2011 年 3 月 11 日の東日本大震災に伴う東京性セシウム（137Cs：半減期 30 年と 134Cs：半減期

電力株式会社（現東京電力ホールディングス株2 年）が支配的となっている。揮発性の小さい

式会社、以下「東京電力」という）福島第一原（蒸発しにくく拡散しにくい）放射性物質であ

子力発電所（以下「1F」という）の事故から 10

るストロンチウム（90Sr）の沈着量は 137Cs と比年が経過しようとしている。1F 事故に伴い 1～

べ 2～4 桁低くなっており、さらに非揮発性のプ

3 号機が炉心損傷、溶融に至り、放射性物質がルトニウム（Pu）は 1F の事故前の環境中での測環境中へ放出された。

定値（大気中核実験によるもの）のほぼ変動範

運転中であった 1～3 号機は地震により直ち囲内であった。

に自動停止したものの、外部電源を喪失し、そ1F 事故では、炉心の火災を招いたチェルノブの後の津波による非常用発電機の停止により、イリの事故とは異なり、格納容器が揮発性の放全交流電源喪失の事態となった。炉心への冷却

射性物質の放出を抑制し、非揮発性の放射性物用の注水の失敗による炉心損傷・溶融、それに質を格納容器から外にほとんど出さなかったこ

伴う圧力容器内と格納容器内の圧力上昇、格納とから、希ガスを除く揮発性の放射性物質の環

容器内圧力減少のためのベントの実施、炉心溶

境への放出はチェルノブイリ事故の 10％に留融に伴う水素の発生、原子炉建屋における水素

まり、非揮発性の放射性物質の放出は極めて少爆発（1、3 号機と 3 号機に隣接する運転停止中なかった。

だった 4 号機）
、2 号機圧力抑制室の圧力急低下

事故直後は、地震に伴う津波や電源喪失の影

等の事故シーケンスをたどり、大量の放射性物

響で 1F 構内の排気塔や周辺のほとんどのモニ

質が環境中へ放出された。1F 事故の経緯等、詳

タリング機器が機能せず、主にモニタリングカ

しくは資料 1-1)、1-2)を参照頂きたい。

ーによる線量率分布の実測が行われたが、その後、米国エネルギー省（DOE）の協力を得て、航1.1.2 1F事故による環境影響の概要

空機モニタリングにより空間線量率を測定し、

1F 事故により大気中に放出された放射性物

それらのデータを用いて放射性物質沈着分布の質の地表への沈着は、放出時の気象条件（風向マップを作成した。これらのマップは、1F からきや降雨、降雪の有無等）、地形や土地利用状況

北西方向の計画的避難区域の設定・見直しに重に依存する。1F 事故後の初期は、揮発性が高い

要な役割を果たした。
また、人による定点測定、（蒸発しやすく拡散しやすい）放射性ヨウ素

歩行サーベイ、走行サーベイ等の詳細なモニタ（131I：半減期約 8 日）等の短半減期核種の沈着

リング情報によるマップも作成された（図 1-1）。

による空間線量率等への寄与が支配的であった-1
1-

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空間線量率の経時変化は、土地の利用状況と樹種や傾斜によらず初期沈着量の 0.1％程度と測定手法により異なる傾向を示している。撹乱

極めて少ないこと〔溶存態（イオンのように水のない平坦地上の空間線量率は事故直後のに溶けた状態）では地下水が湧水点から森林表

2011 年 6 月に比べて 4 年間でほぼ 4 分の 1 に、土に流出する過程で水に僅かに溶出する〕や、

走行サーベイにより測定した道路上の空間線量

ダムのある河川での懸濁態の移動は大幅に抑制

率はほぼ 5 分の 1 に減少した（純粋な物理的壊されていることなど、河川水系全体での放射性変では当初の 5 分の 2 までは減らない）。森林

セシウムの量と動きは極めて限定的であることから河川水系への放射性セシウムの年間流出量が定量的に明らかになった。

は、懸濁態（土壌粒子等に吸着された状態）で、

図 1-1 80 km 圏内における空間線量率分布の変化
80 km 圏内を 1 km メッシュに分割し、各メッシュで 1 か所、撹乱のない平坦地を選んでサーベイメータを使用して行った
空間線量率の測定結果。データのないメッシュについては航空機モニタリングの結果を地上値に規格化した。
※事故 1 か月後のマップは異なる手法により作成-2
2-

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1.2 事故後の緊急時対応

ーに到着したのが午前 6 時頃である。すぐさま

1.2.1 緊急時モニタリング

隣接する福島県原子力センターを拠点として緊

日本原子力研究開発機構（以下「原子力機急時モニタリング計画の立案を行うとともに、構」という）は災害対策基本法等に定める指定

午前 8 時頃には大熊町のオフサイトセンターの

公共機関の一つであり、2011 年 3 月 11 日午後

北 10 km 方面で環境の放射線モニタリング活動

2 時46 分の地震発生直後から緊急時支援体制にを開始した。
（その作業の途中、午後 3 時 36 分

移行し、活動を開始した。午後 10 時 46 分、文に 1 号機で水素爆発が発生する。
）

部科学省による現地への派遣要請を受け、12 日

翌 13 日午前 11 時 10 分には、陸路から福島

午前 1 時 54 分には、第 1 陣として茨城県にあ県入りした第 2 陣がモニタリング車を伴って大る原子力機構の放射線管理部門等の職員 7 名を福島県大熊町の福島県原子力災害対策センター（以下「オフサイトセンター」という）に出動させた。これは、現場での緊急時モニタリング
活動等の支援を目的に、原子力機構原子力緊急時支援・研修センター（以下「NEAT」という）から出動させたものである（図 1-2、1-3）。その7 名が茨城県の航空自衛隊百里基地から自衛隊のヘリコプター等で移動し、オフサイトセンタ
大熊OFCへ専門家派遣 2011年 3/12（土）（第2 陣）

図 1-3 原子力機構 専門家活動-33-

図 1-2 事故直後の NEATJAEA-Review
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熊町のオフサイトセンターに到着、第 1 陣と合流した。地震、津波により家屋倒壊、道路損壊が発生し、車での移動が困難な中、また、発電所の事故の情報も十分に得られない状況の中、周辺環境の放射線測定に加えて、オフサイトセ
ンターでの放射線管理や避難所に避難した住民の方々等の汚染検査等、夜を徹しての対応がなされた。
14 日午前 11 時 01 分には、3 号機で水素爆発が発生し、オフサイトセンター周辺の空間線量率が上昇した。このことから、その後の活動は、政府の現地対策本部が移転した福島県庁を拠点として行われることとなった。
その後も原子力機構では緊急事態への対応・支援として、
順次、
国や自治体に職員を派遣し、緊急時モニタリング、移動式全身カウンタ車の派遣、文部科学省や福島県（旧原子力安全・保安院）の健康相談窓口の設置等の支援・対応を矢継ぎ早に実施していった（図 1-4、1-5、1-6）。

図 1-5 福島市杉妻会館の 2 部屋に寝泊まりし、事故発生直後の環境モニタリングを実施

これら現地派遣の采配については、1999 年 9 月
30 日に茨城県東海村で発生したJCO 事故後に発足した NEAT が中心的な役割を担った。
これらの活動を行うために、
原子力機構の全国の各拠点から職員が動員されたが、その数は2011 年度末までに、延べ約 4.5 万人となった（2011 年 3 月 11 日から 2012 年 3 月 31 日までの延人数、45,318 人）。
図 1-6 NEAT に文部科学省「健康相談ホットライン」
を開設し、住民の方々からの放射線に関する電話相談を実施

1.2.2 モニタリング・マッピング
原子力機構は、事故発生直後から、住民の放射線防護の観点で、各地域、測定地点において、日々の空間線量率を測定し、数値を更新してきた。
このモニタリングは原子力機構だけでなく、当時の原子力安全・保安院や福島県、原子力事

図 1-4 身体汚染サーベイの様子-44-

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業者等でも実施されており、政府の現地対策本て、より広域のモニタリングの必要性から、文部等での調整の元、協力して行われてきた。デ

部科学省は米国エネルギー省の協力を得て、日ータは原子力機構のアーカイブからアクセス可

米共同で航空機によるモニタリング（測定実施能であり、詳しく見ることができる（https://f-日：2011 年 4 月 6 日～29 日）を開始した。2011

archive.jaea.go.jp/,、4.1.4 参照）。

年 5 月初旬まで行われた共同調査の後は、日本

その後、文部科学省から委託を受けた放射線側だけでモニタリングを継続する必要があり、量を地図上に図示する事業（以下「マップ事業」

原子力機構と(財)原子力安全技術センターとという）では、土壌試料の採取地点の空間線量が合同で、自衛隊のヘリコプターにより、1F か率の取得（点のデータを取得）や、自動車等にら半径 10 ㎞～40 ㎞の範囲での調査（測定実施

搭載して空間線量率を測定できる装置：KURAMA

日：2011 年 5 月 31 日～7 月 2 日）を行った。

（Kyoto University RAdiation MApping system）

それ以降は、原子力機構が文部科学省の委託を用いた走行サーベイ（線のデータを取得）なを受け、航空機モニタリングを実施することとどを実施した。この走行サーベイのデータは、なった。雪が降る前までに東日本全域（青森県

土地利用区分に応じた空間線量率の変化傾向をから福井県・岐阜県・愛知県まで）の放射線量統計解析するための基本的なデータとなってい分布を調査するため、民間企業の協力を得て、る。

ヘリコプター4 機体制で東日本各県の上空を飛また、サーベイメータや走行サーベイと併せび、モニタリング（測定実施日：2011 年 6 月 22

図 1-9 地上基地局（専用車内）へ送られるデータ（2011 年 12 月）

図 1-7 有人ヘリによるモニタリング （2011 年 7 月）

図 1-10 各地のモニタリング結果を基にした放射性セシウムの沈着量の 3 次元分布図例 （2012 年1 月）1-3)

図 1-8 無人ヘリによる空からのモニタリング試験（2011 年 12 月）-55-

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日～10 月 20 日）を実施した（図 1-7）
。この中

1.2.3 除染等では必要となる様々なマニュアル類が整備され、

1F 事故後の除染については 2011 年 8 月 26

無人ヘリの使用も含め（図 1-8、1-9）、我が国の日、原子力災害対策本部の「除染に関する緊急航空機モニタリング技術の標準化に向けた取り実施基本方針」が出され、避難指示を受けてい組みがなされた（図 1-10）。

る地域については、県及び市町村と連携の上、また、地上高 300 m の上空から広い範囲で行国が主体的に除染を実施すること、また、そのう有人ヘリコプターを使ったモニタリングと、他の地域においては、市町村において除染計画

低空（50 m～100 m）から 1F 周辺や河川周辺等を策定し、国の支援のもと、除染を実施するこの狭い範囲で詳細に調べる遠隔操作での無人ヘとなどが示された。

リを使ったモニタリングを組み合わせて、計画・

これに先立ち、原子力機構も除染計画の策定

評価を行うようになった。各々の実績・経験を時において作業時の安全性を評価するため、原基にして、測定手法が開発、基準化されていっ子力安全委員会等を通し、「生活圏の清掃に関すた。モニタリング結果も統合して、さらに経験・る被ばく評価について」、「除染及び清掃活動に実績を重ねる中、1F 周辺から全国規模での広範より発生した廃棄物の一時保管場所の線量評価」

囲なマッピングへの取り組みがなされていった（2011 年 7 月 19 日第 54 回原子力安全委員会資(5.2.1 参照)。

料）等の提示を行い、福島県・各市町村、各現

空からのモニタリングは、民間飛行機の飛行場での様々な除染活動・試験的事業に対しても禁止の解除にも貢献した。事故後、1F の上空で協力・支援を実施した。2011 年 5 月 7、8 日には、民間飛行機の飛行が規制されていたが、国は、文部科学省から要請を受け、福島大学の協

土交通省の依頼を受けて 1F の空間線量率を詳力のもと、福島大学附属中学校・幼稚園で校庭細に調べ（2012 年 12 月）、高度 200 m の位置

や園庭の線量低減対策試験を実施した。この試で飛行禁止基準を十分にクリアすることを確認

験が、5 月 11 日に文部科学省が発信した「実地した。結果、1F の高度 1500 m より上空の飛行

調査を踏まえた学校等の校庭・園庭における空が解禁され、年間で延べ約 1 万機の航空機がこ間線量率対策について」（福島県教育委員会、福のルートを利用し、北米路線の定期航空便の増島県知事等宛て「事務連絡」）の根拠となった。

便と、1F 上空を避けて飛行することで要してい

6 月 25 日～7 月 2 日にかけては、福島県によた各航空会社の飛行機の燃料費、飛行時間の大る学校等における放射線量低減対策モデル事業

幅な節約に繋がることとなった。

の支援を実施した。この活動結果は、福島県災

その後も、空からのモニタリングは測定時の害対策本部が 7 月 15 日に発表した「生活空間エネルギー分解能や位置分解能等の測定性能のにおける放射線量低減化対策に係る手引き」に向上や解析技術の高度化に向けた研究開発が行反映された。

われ、ドローンのような狭い範囲を詳細に調べ

また、7 月初旬から 8 月下旬にかけては、ることができるタイプ等も開発して、原発の上福島大学附属中学校・幼稚園及び伊達市の5つの空や森林、河川、海上等、様々な局面で今も活小中学校のプール水の除染に取り組んだ。プー

用されている (5.3.2 参照)。

ル水の除染では、プールの水の中に含まれる放射性セシウムを収着したり沈殿させたりする方-6
6-

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図 1-11 原子力機構が策定した学校プール水の除染の手引 1-4)法を開発して実用化した。この方法のマニュア

処理や除染等の措置、罰則規定等は 2012 年 1 月

ルは「学校プール水の除染の手引き」（2011年

1 日施行）、国主体の除染計画が本格化した。原

9月7日記者会見）
として一般向けに公開された。

子力機構は内閣府から「除染ガイドライン作成

これらの活動の中で取りまとめた学校プール水調査業務」（2011 年 8 月～2012 年 3 月）を受託

1-4)の除染の手引 を図1-11に示す。

し、南相馬市の森林に囲まれたレクリエーショ

その他、地元の自治体や学校から寄せられるン施設と、伊達市の特定避難勧奨地点を含む居

様々な課題、例えば植栽の除染はどうすればい

住地区内の除染活動を行った。先の教育現場でいのか、枝葉は埋めてよいのか、プール水はどの除染の経験を基に、除染対象の範囲を広げた

うすべきか、側溝はどうするか、遊具はどうす事業であった。

るか、仮置きにはどんな方法があるかなどにつ南相馬市では、バンガローでの宿泊者の被ばいても可能な範囲で技術指導・支援等の対応をくを想定した除染試験（図 1-12）や、周辺森林実施した。

の除染効果を確認するために除草、落ち葉かき、2011 年 8 月 30 日には、放射性物質汚染対

枝打ち、腐葉土層（以下「リター層」という）等、処特措法が、公布・施行され（但し、廃棄物の段階的な除去、また、特に、森の 10 m～30 m 奥

図 1-12 南相馬市ハートランドはらまちでの除染試験-7
7-

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図 1-13 伊達市下小国集会所周辺での除染試験、線量測定結果(a) グラウンドでの線量測定、(b) 汚染土壌の堆積場での線量測定に向かい除去効果の実験的データ等を取得した。

2011 年 9 月～2012 年 6 月にかけては、先の10 m 奥部までの除去で空間線量率が 40％程度

除染ガイドライン作成調査業務と並行して、内低下したが、それ以上除去を進めても森林外縁閣府からの委託を受け、比較的広い範囲で、
様々部において測定される空間線量率はほとんど低な対象物や汚染状況に応じた、効率的な除染方下しなかった。地形や木々の高さによるが、森法を見出すための「除染モデル実証事業」を実林近隣の生活圏の線量率を下げる観点では、除施した（図 1-14、1-15）（5.2.2 参照）。

草と落葉除去とリター層の除去の効果が確認でこれらにより、環境の除染に関しては、実際きた。伊達市では家屋の屋根、雨樋、庭、畑、に汚染した現地において、既往の技術を用いて果樹園、道路、そして堆積場等、多様な対象、

環境除染のノウハウを会得し、その除染効果や項目について様々な除染方法等を検証した

コスト等、様々なデータを得た。それと並行し（図 1-13）。

て、新しい技術を発掘、公募する事業である「除図 1-14 表土剥ぎ取りによる農地除染作業（除染モデル実証事業）-88-

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データの品質を確保するため、測定点の設定、測定方法の統一等、様々な検討をして計画立案
し、
放射性物質の環境中での動き方等の調査（本
格的な環境動態研究の先駆けとなった検討・作業）を行った。この調査は、2012 年 10 月から
2017 年 11 月まで継続して実施され、除染の効
果が持続していることを示す貴重なデータとな
図 1-15 民家の除染作業（除染モデル実証事業）

った。

染技術実証事業」も行った（図 1-16、1-17）。

また、環境試料の分析については、当初、茨除染モデル実証事業の成果については、報告

城県にある原子力機構の本部施設まで持ち帰っ会を 2012 年 3 月 26 日に開催し、データ等の公て分析していたが、試料をタイムリーに分析す表を行っている。除染モデル実証事業が終了するために、福島県が福島市笹木野地区に設けたると、環境省・自治体の本格的な除染活動の推進に関連した協力、技術支援を行うことになった。その最初に取り組んだのが、「除染効果の持続性確認」であった。
これは「除染を行っても、未除染の区域から放射性物質が流入（再汚染）し、放射線量率が上昇するのではないか」との地域の方々の不安に応えたもので、環境省から委託を受け、除染モデル実証事業で除染を行った区域で定期的に放射線量率を測定し、放射性物質の流入の有無、再汚染等の影響がないことを示すこととなった。
この調査は長期的な測定になることから、測定

図 1-17 いわき市内の保育所でのプール除染作業の様子-99-

図 1-16 大熊町内での路面除染作業の様子

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分析所に原子力機構も入ることで、2013 年 1 月

後、福島長期環境動態研究（F-TRACE プロジェ

から環境試料の測定を開始した。

クト）へと展開されることとなった（図 1-18、除染モデル実証事業が 2012 年春に終了する

1-19、5.4.1 参照）。

と、大規模な環境動態研究の必要性が持ち上が上記のような事故後の緊急時対応の活動を実った。動態研究については、既に文部科学省の施しつつ、更に中長期的な視点から原子力機構

マップ事業の下で、放射線量等分布マップの作の専門的人材と研究施設を最大限活用し、総力成に向けた核種分析の協力を受けた大学（大学を挙げて 1F 事故の対処に取り組むため、組織体

連合）が行った実績があったことから、まずは制の整備・強化にも着手した。
これらの活動の間、地元等への直接の技術支

その大学連合の成果のレビューから始め、その援、コミュニケーション活動等として、国・自治体の除染活動への協力・支援を開始（2011 年
9 月～）（図 1-20）するとともに、福島県内の保育園、幼稚園、小中学校の保護者並びに先生方を主な対象として「放射線に関するご質問に答える会」（答える会）と称した直接対話方式の活動を 2011 年 7 月より開始した。また、「福島県
民健康管理調査支援事業」についても住民の方々を対象とした全身カウンタ（ホールボディ
図1-18 川俣町での環境動態研究（放射線量率・分布の測定・評価作業） ガンマープロッター（可搬型平面
ガンマ線分布計測装置）所持

カウンタ：以下「WBC」という）を用いた体内放射能の測定を実施し、県民健康管理調査（内部被ばく検査）の立案、検査と結果の評価等を行った（2011 年 7 月～）。茨城県の原子力機構の原子力科学研究所や核燃料サイクル工学研究所においても、福島県から多く（約 22,000 人）の県民の方々を受け入れ、WBC 検査を実施している。

図 1-19 川内村の荻ダムとその周辺で、

図 1-20 PTA の皆さんとの遊具除染の様子

放射性物質の挙動を調査（文部科学省「チルドレンファースト」）

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1.3 福島研究開発部門の組織・沿革

1.3.2 中長期ロードマップに沿った 1F の廃止

1.3.1 組織体制の整備・強化措置に向けた研究開発始動（2012 年 4 月）

原子力機構は 2011 年 5 月 6 日に福島支援本

原子力機構は、事故後に中期計画を改定して部を設置した。本部の活動の目的は以下のとお

経営上の最優先課題として 1F の廃止措置等にりであった。

関する業務を位置付け、その具体化として 2012

（1）発電所事故の収束に向けた支援

年 4 月 1 日、福島技術本部に加えて、東海研究（2）周辺環境の放射能影響の把握・低減

開発センター（原子力科学研究所、核燃料サイ（3）周辺住民等に対する支援

クル工学研究所）及び大洗研究開発センターに

当初は、NEAT を中心に、全事業所・全部門のそれぞれ福島技術開発特別チームを設置した。

職員が、福島県の現場や国の事故対策本部等へ

これらチームを中心に、燃料デブリ取り出し準

派遣されていたが、指定公共機関として国及び備に係る研究開発や放射性廃棄物処理・処分に

福島県への支援をより強固なものとするため、係る研究開発等、中長期ロードマップに沿った

福島市内に事務所を開設した（2011 年 6 月 30

研究開発・技術開発を開始した。

日）。さらに同年 11 月 21 日には、
「福島技術本

この 1 年後となる、2013 年 3 月、国は中長期部」へと組織を再編し、原子力機構自ら実施すロードマップの見直しを見据え、研究開発の推る福島対応関連事業の推進を図るとともに、内進の一環として、放射性廃棄物の分析・研究や閣府、文部科学省、福島県等からの要請に基づ

遠隔操作機器・装置等の開発・実証に必要な研く、10 数件に上る福島対応関連の受託事業を着究拠点施設整備を行うことを決定した。我が国

実に実施するための体制の整備・強化を図った。

唯一の総合的原子力研究開発機関である原子力

福島技術本部は、原子力機構における福島対応機構がその実施主体とされた（3.参照）。

の司令塔の役割を果たし、同本部の下には福島
環境安全センターと復旧技術部、企画調整部が1.3.3 研究拠点施設整備の開始（2013 年 4 月）設置された。
このうち福島環境安全センターは、原子力機構は、2013 年 4 月 1 日、研究拠点施NEAT やシステム計算科学センターの協力を得設を整備する組織として、
福島技術本部内に「福て福島県内放射線モニタリング・マップ作成や島廃炉技術安全研究所」を設置した。
同年 5 月、除染方法等の検討を行った。復旧技術部は、1F

遠隔操作ロボット開発・実証試験施設が福島県サイト内での将来的な適用技術の開発を目的に、楢葉町に整備することが決定され、放射性物質

燃料の処理技術や滞留水の処理技術等の研究開の分析･研究施設についても同年 11 月、1F サイ発を行っていた。そして企画調整部は、これらト内、あるいはその近傍に整備する方向で検討の総括や関係機関との調整を行った。

を開始した。

2011 年 12 月には、政府・東京電力中長期対策会議（第 1 回会合）において「東京電力（株）
福島第一原子力発電所 1～4 号機の廃止措置等に向けた 中長期ロードマップ」（以下「中長期
ロードマップ」という）の初版が決定された（2.1、
2.2 参照）。

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1.3.4 部門としての活動の開始（2014 年 4 月）

境創造センター」という）の一機関である「環原子力機構内部では、組織改革の一環として、

境放射線センター」に、また、2016 年 4 月には、

トップマネジメントによるガバナンスが有効に三春町に設置した環境創造センター研究棟にそ機能する体制整備を検討していた。より機動的

れぞれ入居して活動を継続した。

な事業運営を図るために、事業ごとに大括り化

なお、環境創造センターは、福島県の環境のした「部門制」組織の再編を行うという考えの回復・創造に向け、モニタリング、調査研究、もと、当時 8 研究開発部門・17 事業所等の事業情報収集・発信、教育・研修・交流を行う総合

を、6 部門に集約し、その一つとして「福島研究的な拠点となる福島県の施設であり、環境放射開発部門」が設置された。

線センターは、原子力発電所周辺の環境放射能2014 年4 月からは、福島研究開発部門として、

モニタリングを行う役目を担っている。

1F（1～4 号機）の廃止措置等及び環境回復に係

福島環境安全センター以外の研究部署は、組る研究開発を担うこととなった。以下に示す既

織改編を経て、廃炉国際共同研究センター、楢存事業所の福島関連施設も含め関連部署を集結

葉遠隔技術開発センター、大熊分析・研究センして組織を再編・拡充した。

ターの 3 つのセンターとなったが、2020 年 4 月

・企画調整室に、廃炉国際共同研究センターは福島環境安全・福島事業管理部

センターと統合し、廃炉環境国際共同研究セン

・福島廃炉技術安全研究所

ターとなり、現在に至っている。また、2020 年

・福島廃止措置技術開発センター

7 月時点では、福島県内で勤務する従業員数は、・原子力科学研究所（福島技術開発試験部）

約 330 名となっている（図 1-21、1-22）。

・核燃料サイクル工学研究所（福島技術開発試
験部）
・大洗研究開発センター（福島燃料材料試験部）
・福島環境安全センター
この中で、事務対応メンバーと福島環境安全センターのメンバーは、福島市の事務所に駐在して活動をしていたが、2015 年 4 月に、事務機能をもつ福島事業管理部等がいわき市内の事務所に移転した。同じく 2015 年 4 月には原子力科学研究所内に、福島廃止措置技術開発センタ
ーと原子力基礎工学研究センターの一部を再1-1) 東京電力福島原子力発電所事故調査委員会, 国会事故調報告書, 2012, 641p．
1-2) 東京電力ホールディングス, 福島第一原
子力発電所1 ～3 号機の経過の概要,
https://www4.tepco.co.jp/nu/fukushima-np/outline/2_1-j.html(2020 年2 月25 日
閲覧)．
1-3) 鳥居建男ほか, 航空機モニタリングによる東日本全域の空間線量率と放射性物質の沈着量調査, 日本原子力学会和文論文
誌, vol.54, no.3, 2012, p.12–17.
1-4) 松橋信平ほか, 学校プール水の除染の手
引, JAEA-Testing 2011-007, 2012, 189p.

編・拡充した廃炉国際共同研究センター〔Collaborative Laboratories for Advanced
Decommissioning Science：以下「 CLADS（クラッズ）」という〕を組織した。一方、福島環境安全センターは、2015 年 10 月、福島県が南相馬市に設置した福島県環境創造センター
（以下
「環

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図 1-21 組織・沿革
福島市内の事務所設置から始まり、いわき市への事務機能の移転、楢葉町、富岡町及び大熊町での研究拠点化へと続いた。部門としては、福島県外に駐在する組織（核燃料･バックエンド研究開発部門、原子力科学研究部門、高速炉･新型炉研究開発部門、安全研究・防災支援部門及び研究連携成果展開部）とも連携を取り、研究開発を進めている。

図 1-22 福島県内に所在する福島研究開発拠点の組織 （2020.4.1 現在）
福島研究開発拠点としては、3 つのセンターと 2 つの現地事務所（いわき市と福島市）がある。CLADS の中でも環境回復に係る研究を主に実施している組織は、福島県環境創造センター（三春町と南相馬市）に駐在している。

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2. 国の方針と研究開発体制
燃料デブリの取り出し、原子炉施設の解体、放2.1 国の方針
1F の廃止措置については「中長期ロードマッ

射性廃棄物の処理・処分である。中長期ロードプ」（初版）が 2011 年 12 月 21 日、原子力災害

マップとは、こうした廃止措置等の作業が終了

対策本部、政府・東京電力中長期対策会議（第するまでのマイルストーンを明示し、目標とな

1 回会合）において決定され、これに基づき廃る工程を立てたものであり、3 つの期に分かれ

炉・汚染水対策関係閣僚等会議で継続的な見直ている。第 1 期は使用済燃料プール内の燃料取しがなされつつ、1F の廃止措置が進められていり出し開始までの期間で、2013 年 11 月に 4 号る。

機の使用済み燃料プールからの取り出しが開始

1F 構外のオフサイトにおける環境回復につされ、第 2 期へと移行した。

いては、「福島復興再生特別措置法」（2012 年 3

現在は第 2 期、燃料デブリ取り出しが開始さ

月 31 日公布・施行）に基づき、原子力災害かられるまでの期間であり、中長期ロードマップにの福島の復興及び再生に関する施策の総合的なおいて、最初の燃料デブリ取り出しを 2 号機と推進を図るための基本的な方針として「福島復決定したところである。2 号機からの燃料デブ

興再生基本方針」（以下「基本方針」という）がリの試験的取り出しの開始は 2021 年内の予定

2012 年 7 月 13 日に閣議決定された。2017 年 5である。

月 19 日には、
同特措法の一部を改正する法律が1F の建屋の中は、高放射線量のため、人が立

公布・施行し、基本方針が改定（2017 年 6 月 30

ち入れない状態にあり、内部の状況を正確かつ日閣議決定）され、特定復興再生拠点区域復興

詳細に把握することは容易ではない。状況が把再生計画に関することが盛り込まれた。

握できる通常の工事と比べて、不確実性を持っ福島における原子力機構の研究開発活動は、た作業となる。しかし、そうした不確実性があ

これらの国の方針等に基づいて進められている。

ったとしても、安全かつ確実に、対処できるよ
うに、また現場の作業員に負荷がかからないよ2.2 1F の廃止措置

うに、慎重に作業を進める必要がある。この中

2.2.1 中長期ロードマップ

長期ロードマップ（図 2-1）は、策定時点で新し

1F の事故では、原子炉停止後の冷却の失敗にく判明した現場の状況や最新の知見、研究開発

より、核燃料の温度が上昇し、原子炉圧力容器

成果を反映するなど、その時の状況に最適化さ内の核燃料が溶け落ちるとともに、燃料を包んれたものにすべく、適宜見直しが行われている。

でいる金属と圧力容器内の水蒸気との反応によ2019 年 12 月 27 日には 5 回目となる中長期ローって大量の水素が発生し、水素爆発を引き起こ

ドマップの改定がなされた。

した。現在、1 号機～3 号機の原子炉格納容器内には、融解して周りの構造物とともに固化した【参考】1 回目の改定は 2012 年 7 月、2 回目は燃料（以下「燃料デブリ」という）が残されて2013 年 6 月、3 回目は 2015 年 6 月、4 回目はいる。1F の廃止措置等の主な作業は、汚染水対2017 年 9 月であった。

策、使用済燃料プールからの燃料の取り出し、

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図 2-1 1F の廃止措置の全体工程
1F の廃止措置に向けた中長期にわたる工程・作業内容である。
｢廃炉の大切な話 2020」（経済産業省）をもとに作成

らに、1F の廃炉に必要な技術開発を直接的に担2.2.2 1F の廃止措置と研究開発の体制
1F の廃止措置は予測の難しい困難な作業もうメーカや研究機関から成る技術研究組合とし起こり得る、前例のない取り組みであることかて、技術共同組合国際廃炉研究開発機構（以下ら、政府や東京電力だけでなく、メーカや研究「IRID」という）が設立された。IRID にはプラ

機関等の協力が必要とされている。1F の廃止措

ントメーカー（日立 GE ニュークリア・エナジー、置に係る関係機関の役割分担を図 2-2 に示す。

東芝エネルギーシステムズ、三菱重工業、アト

また、1F の廃止措置は困難な研究開発要素を含

ックス）、電力会社（東京電力、中部電力、他）、

む様々な課題が存在している。そのため、国内

国立研究開発法人（原子力機構、産業技術総合の研究開発体制として、産学官による基礎・基研究所）が組合員として参画し、国内外の関係

盤研究から応用研究、開発、実用化に至る多様機関と連携しながら、1F の廃止措置作業に直結な連携体制が必要であり、図 2-3 のような体制する技術開発に取り組んでいる。東京電力は 1Fが構築されている。

の廃炉の実施責任者として廃炉作業を着実に進政府は、1F の廃炉・汚染水問題の着実な解決に向けて、廃炉全体の大方針の策定と廃炉の進める責務を有しており、政府、NDF、IRID 等と連携して廃止措置の作業を遂行している。

捗管理を指揮している。また、廃止措置には燃

原子力機構では、IRID 組合員としての技術開料デブリ取り出しのような長期にわたる取り組

発のみならず、大学や国内外の機関と連携しつみが要求され、中長期的な視点から廃止措置をつ廃炉に必要な基礎基盤研究として、燃料デブ

適正かつ着実に進めるための技術的な検討を行

リの性状把握研究、炉内状況の推定技術研究、う組織として、原子力損害賠償・廃炉等支援機

放射性廃棄物の処理・処分の研究、遠隔技術の構（以下「NDF」という）が設立されている。さ

現場適用性の評価研究等を進めている。

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図 2-2 1F の廃止措置に係る関係機関の役割分担
出典：「廃炉の大切な話 2020」（経済産業省）（https://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/images/reactorpamph2020.pdf）
廃止措置は、政府、NDF、東京電力、IRID や原子力機構等の研究開発機関が連携して進められている。

原子力機構

図 2-3 1F の廃止措置に向けた研究開発体制
原子力損害賠償・廃炉等支援機構（NDF)「技術戦略プラン 2019」
１F の廃炉の研究開発には産学官の多様な連携が必要であり、現場の課題を効率的に解決するためには、関係機関における理解と共有、廃炉現場と研究現場との協力及び連携が重要である。

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2.3 オフサイトの環境回復

された環境の回復・創造に取り組むための調査

2.3.1 環境回復と研究開発の体制

研究、情報発信、教育等を行う拠点施設として

国は、原子力災害により深刻かつ多大な被害

環境創造センターが、国のサポートのもと、福を受けた福島の復興・再生について、その特殊島県によって整備された（2016 年 7 月グランドな諸事情と国の社会的な責任を踏まえ、
「福島復

オープン）
。

興再生特別措置法（平成 24 年法律第 25 号・最環境創造センターでは、福島県及び環境研究

終改正平成 30 年法律第 33 号）」を制定した。

に関する国の中核的機関である国立環境研究所、

基本理念については、安心して暮らし、子どそして原子力に関する総合的な研究機関である

もを生み育てる環境の実現、多様な住民の意見

原子力機構の三者が結集し、「福島県環境基本計の尊重、地域経済の活性化、福島の地域社会の画（第 4 次改定）
」で掲げる“環境回復の推進”

絆の維持及び再生、住民一人一人が災害を乗りと“美しい自然環境に包まれた持続可能な社会

越え豊かな人生を送ること、福島の地方公共団の実現”の二本の柱の連携を具体化するための体の自主性・自立性の尊重、地域コミュニティ

活動を行っている。原子力機構は、我が国唯一の維持、正確な情報の提供等とし、国の責務との原子力に関する総合的な研究開発機関として、して、その施策を総合的に策定し、継続的かつ基本方針に基づき、放射性物質により汚染され迅速に実施することとされた。この福島復興再た環境の回復のための調査及び研究開発を行う

生特別措置法の基本理念に則り、原子力災害かこととされており、特に森林、河川域等の広い

らの福島の復興及び再生に関する施策の総合的

フィールドを対象とした放射性物質の環境動態な推進を図るための基本方針が策定された。こ

に関する研究を行うとともに、その成果を基にの基本方針に基づき、放射性物質によって汚染放射線量の可視化と将来予測が可能なシステム

図 2-4 環境回復に係る研究開発の政府方針と取組体制
環境創造センターにおいて、放射性物質により汚染された福島県の環境を早期に回復し、将来に渡って安心して暮らせる環境を創造するための調査及び研究開発を行う体制が整備され、原子力機構は、福島県、国立環境研究所と連携・協力を図りながら、環境回復を推進する。

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JAEA-Review 2020-023を提供するなど、調査・研究開発の実施とその境創造センターにおける連携協力に関する基本

成果の普及を図る活動を進めている（図 2-4）。

協定」
（以下「基本協定」という）を 2015 年 4月に締結した（図 2-6）
。この基本協定では、モ
ニタリング、調査研究、情報収集・発信及び教2.3.2 環境回復と創造に向けた取組方針
環境創造センターでは、2015 年 2 月に「環境育・研修・交流の 4 つの事業で連携し、中長期創造センター中長期取組方針（2019 年 2 月改にわたって取り組むこととされた。中長期取組

定）」（以下「中長期取組方針」という）を策定

期間のフェーズ 1（2015 年度～2018 年度）でのし、環境回復・創造に向けた調査研究の推進、

調査研究事業においては、除染の徹底、除去土

調査研究成果の収集・情報発信、放射線教育・

壌及び放射性物質に汚染された廃棄物等の適正環境教育等を実施している。この中長期取組方

処理、放射性物質の環境動態解明等について、

針は、2015 年度から 2024 年度までの 10 年間の放射線計測、除染・廃棄物、環境動態及び環境

基本的な事業方針が定められており、環境創造

創造の 4 つの部門が設置され、緊密に連携して、センターの事業が前例のないものであることや調査研究が進められた。また、フェーズ 2（2019

社会情勢の変化を考慮して、フェーズ 1 からフ

年度～2021 年度）においては、分析・測定技術

ェーズ 3 までの 3 つのフェーズにより段階的なの最適化・高度化、環境中や野生生物への放射方針を策定することとされた（図 2-5）
。この中性物質の移行挙動の詳細把握、除染効果の持続長期取組方針に基づく取り組みを的確に推進し、性把握や除去土壌等の減容・再生利用・処分等

効果的・効率的に行うことができるよう、福島の調査研究に取り組むこととされている。
なお、県、
原子力機構及び国立環境研究所の三者は
「環

フェーズ3
（2022 年度～2024 年度）については、

図 2-5 環境創造センター中長期取組方針
前例のない原子力災害からの環境回復と創造に向けた取り組みについて、環境創造センター中長期取組方針を策定
し、調査研究、研究成果の情報発信、放射線や環境に関する教育等を実施している。

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フェーズ 2 における取り組みの進捗状況や社会情勢の変化等を踏まえて検討することとされている。

図 2-6 協定締結式
原子力機構、福島県及び国立環境研究所の三者で「環境創造センターにおける連携協力に関する基本協定」締結（2015 年 4 月）

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3. 研究開発基盤の整備行う観点から、
放射線量レベルが低い場所、

3.1 国の方針

かつ、
東京電力福島第一原子力発電所から

1F の廃止措置に関しては、
2011 年 12 月 21 日の距離が近い場所であることに策定された中長期ロードマップの【別冊 1】
において、廃止措置等の技術課題に取り組むに

C) 機器・装置を使用する作業員の人材育成をあたり、国際的な研究開発拠点の設置が必要で行う施設であることに鑑み、
東京電力福島あることが示された。研究開発拠点の検討は、第一原子力発電所の廃止措置に関わる人

経済産業大臣政務官を本部長とする政府・東京員の活動拠点から、近接した場所にあるこ

電力中長期対策会議研究開発推進本部を中心ととして進められ、2012 年 3 月 28 日の第 4 回会合

D) 施設の建設工事や、施設で予定される研究において、既存施設の活用及び新規研究施設の装置輸送の観点から、港湾施設からの距離整備からなる研究拠点構想が取りまとめられた。

が近い場所であること

構想の具体化を図るため、必要な設備や施設

E) 円滑な建設工事の実施を担保する観点かについて概念設計・基本設計に向けた検討が進ら、
高速道路等のインフラが十分整備されめられ、2012 年 5 月 28 日の第 6 回会合においており、進入路の拡幅等の措置が必要最低て、検討状況が示された。これを踏まえ、2013

限となる場所であること

年 3 月 7 日、経済産業大臣が議長を務める東京F) 遠隔操作機器・装置の開発実証施設につい

電力福島第一原子力発電所廃炉対策推進会議ては、2014 年度末頃の運転開始を目指し、（以下「廃炉対策推進会議」という）（第 1 回）建設工程の実現性が担保されていることにおいて、遠隔操作機器・装置等の開発実証施

原子力機構は、これらに対応し、いくつかの設（モックアップ施設）及び放射性物質の分析・候補地を選定するとともに、この結果を基に候研究施設の整備（2012 年度補正予算 850 億円）

補地の地盤調査等を実施し、最終調査結果としを行うこととなった。これらの研究拠点施設にて現在の楢葉遠隔技術開発センターの場所を選

ついては、原子力機構の知見の蓄積や人材を生定した。これは 2013 年 5 月 22 日、廃炉対策推

かす観点から、原子力機構を中心として、政府進会議（第 4 回）で決定された。その後、本セ

機関、産業界の協力の下、早急に具体化を図っ

ンターは、楢葉町の避難指示区域解除（2015 年

3-1)

。

9 月）に間に合わせるように、との強い国の指遠隔操作機器・装置の開発実証施設について導もあり、急ピッチで工事が進められ、2015 年

は、立地場所に関する以下の技術的要件が、同9 月に一部運用、2016 年 4 月、本格運用を開始

第 1 回廃炉対策推進会議で示され、原子力機構

した。

ていくこととなったに対して候補地を評価するよう指示があった。

放射性物質の分析・研究施設については、最A) 開発した機器・装置の迅速・安全輸送の観先端の放射性物質の研究を行うことを目指し、

点から、
東京電力福島第一原子力発電所か

1F から発生した通常より高い放射線量を持つらの距離が近い場所であること

測定難易度の高い物質を扱うことができる研究

B) 試験・トレーニング・現場確認を繰り返し拠点とすることを想定しており、他の放射性物

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質研究施設よりも分析機能を強化するとともに、策チーム会合（第 7 回）で報告して了承された。

環境放射線の影響も低減させるため、遮へい効

現在、本施設は、大熊町の 1F 構内に大熊分析・

果等をより高く設計することが必要とされた。

研究センターとして整備を進めているところでこのような放射性物質の分析・研究施設整備のある。

実施主体については、燃料・材料の照射後試験

さらに 1F の廃炉及び福島の復興は、
前例のな技術開発、バックエンド技術開発等の、原子力

い、極めて技術的難易度の高い試みであり、国に関する総合的な研究開発活動を実施し、国の内外の英知を結集し、産学官一体となって、先行政機関の一部であり、独立行政法人として国端技術開発を推進する必要があった。
このため、内でも高い知見を有している原子力機構が適切2014 年 6 月 20 日、科学技術を所管する文部科

3-2)。2013 年 11 月 14 日の廃炉

学省は、原子力機構において、①国際共同研究対策推進会議（第 6 回）において、本施設の基拠点機能、②研究支援機能、③人材育成機能、本的な考え方及び立地場所に関する以下の技術及び④情報発信機能を有する研究開発・人材育的要件が示された。

成の国際的な拠点を構築することなどを定めたであるとされたA) 福島第一原子力発電所からの試料（ガレキ、「東京電力(株)福島第一原子力発電所の廃止措

汚染水処理後の二次廃棄物、
燃料デブリ等）

置等研究開発の加速プラン」を策定した。これの搬入及び搬入した試料の返送等を容易を踏まえ、「廃炉国際共同研究センター」
が、
2015

かつ安全に行うため、当該原発の構内又は

年 4 月に原子力科学研究所内に組織された。ま隣接地であることた、本センターの中核となる国際的な拠点としB) 建設工事の従事者及び本施設で分析や試て「国際共同研究棟」を 1F 近傍である富岡町に験等に従事する技術者の被ばく低減のた

整備することとなり、当時、避難指示区域内にめ、また本施設での精緻な分析を可能とす

おいて、急ピッチで工事が進められ、2017 年 4るため、立地場所の環境放射線が支障のな月に運用を開始した 3-3)。

い程度に低いものであること

これら三つのセンターは、福島イノベーショ

C) 円滑な建設工事の実施を担保する観点かン・コースト構想の一翼を担う廃炉関連施設とら、電気、水等のインフラが整備されていし、研究開発等を通じて 1F の廃止措置に貢献しるか、あるいは容易に整備可能であることていくことになった（図 3-1）。

また、立地場所への進入路の拡幅等の措置がほとんど必要ない場所であることD) 建設に必要な敷地面積を有するとともに、中長期ロードマップに明示されている工程の実現性を担保するため、比較的平坦で新たに大規模な造成工事等を必要としな
いこと原子力機構は、これらの要件に基づいて候補地を評価し、その結果を 2014 年 6 月 27 日、廃炉対策推進会議後に設定された廃炉・汚染水対

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図 3-1 福島イノベーション・コースト構想の一翼を担う廃炉関連施設
研究開発拠点では、長期にわたる廃炉を支えるため、英知を結集した研究開発活動と人材育成を推進しており、これらのアウトプットは地域の産業復興へと波及していくことが期待されている。

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このような観点から、廃止措置のための「遠3.2 楢葉遠隔技術開発センター
1F 事故後、作業員の被ばく線量低減のために隔操作機器・装置の開発及び実証試験」を行う

ロボットを含む遠隔操作機器が現場作業に投入

拠点を原子力機構が整備することとなった。そされ、調査や瓦礫の撤去・除染等が行われていの拠点として「楢葉遠隔技術開発センター」

る。しかし、作業を通じて収集されたデータか（NARREC：NARaha center for REmote Control

ら確認された作業環境は放射線量が高く、瓦礫

technology development）は、1F から南に約 20等の障害物が残っている過酷な状態であり、遠km の福島県楢葉町に整備され、2015 年 9 月、楢隔操作機器を用いた作業で幾つかトラブルも報

葉町の避難区域解除にあわせて、部分的に開所告されている。このため、1F の廃止措置を効果

し、2016 年 4 月より本格運用を開始した。

的に進めていくためには、要求される作業内容

2015 年 9 月の部分開所の際には、安倍晋三内に対応可能な機器の開発や工法の検討、オペレ閣総理大臣（当時）も出席しての開所式が執りータの操作習熟度向上等が必要となっている。

行われた（図 3-2）
。NARREC は、上述のとおり廃図 3-2 楢葉遠隔技術開発センター開所式の様子

図 3-3 楢葉遠隔技術開発センターの全景（2019 年 7 月撮影）

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止措置におけるロボット等の遠隔技術の開発及利用者室を備えている。また、長期利用者等のびオペレータ訓練の支援を目的として、遠隔操ために機材保管が可能な倉庫も整備している。
以下に、主な設備の概要を述べる。

作機器等の開発や現場作業に関わる企業や研究機関等の利用を想定した設備が整備されているが、一般自然災害対応ロボット等で想定される(1) ロボット試験用水槽

作業環境とも共通の要素を含んでいることから、

1F の原子炉建屋内には、使用済燃料プールや他のロボティクス・メカトロニクス分野の企業

原子炉格納容器（PCV）下部等の水没した箇所がや教育機関等の関係者にも広く利用されている。

あり、水中ロボットによる調査が必要とされている。そこで、水中ロボットやロボットに搭載するセンサの試験のために、ロボット試験用水3.2.1 施設概要
NARREC は、各種試験及び訓練が実施できる槽を整備している〔図 3-4(a)〕。ロボット試験「試験棟」（1 階建：幅 60 m×奥行 80 m×高さ

用水槽は、直径 4.5 m、水深 5.0 m の円筒状で、40 m） 及び「研究管理棟」（4 階建：幅 35 m×

付帯設備として昇温装置、水中カメラ、水中照奥行 25 m×高さ 20 m）から構成されている（図明等が設置されている。水温は最高 60 ℃まで

3-3）。

昇温でき、水質も淡水、濁水、塩水が利用可能

試験棟は広大な屋内に要素試験エリアと実規である。水槽には観測窓が上段、中段、下段に模試験エリアがあり、要素試験エリアでは遠隔計 12 か所設置されており、試験時のロボット等

操作機器・装置等の性能評価を行う設備が整備の動きを様々な角度から確認することができる。

されている。一方、実規模試験エリアでは廃止

また、水槽上部フロアにはジブクレーンが装備措置に必要な要素技術の開発・検証のための実されており、重量のある機材等の移動も可能と

証試験を実規模スケールで行うことが可能であなっている。

る。併設している試験棟付属建屋では、利用者(2) モックアップ階段

が使用可能な研究室が整備されている。
研究管理棟は、バーチャルリアリティ（VR）

1F での作業において、遠隔操作機器・装置とシステムが整備されている他、規模の異なる複して投入されるロボットに要求される能力の一数の会議室や長期利用時の研究管理等のためにつとして階段の昇降がある。ロボットが遠隔操図 3-4 要素試験エリアの試験設備； (a) ロボット試験用水槽、(b) モックアップ階段、(c) モーションキャプチャ
要素試験エリアでは、水中試験や階段昇降試験、モーションキャプチャを用いた動作検証等により、遠隔操作機器・装置の性能を評価することができる。

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作で階段等の段差を昇降することは特に難しく、(4) 実規模試験体

1F で実際に作業を行ったロボットでも段差の実規模試験エリアは、PCV 等の大規模な設備

昇降に時間を要していることが報告されている。

を対象とした試験が可能なエリアである。この

そこで、ロボットの階段昇降試験のためにモッエリアには PCV 漏えい箇所の補修・止水技術確

クアップ階段を整備している。1F の階段は設置

立のため、IRID が PCV 下部の一部を模擬した実場所や設置時期によって、傾斜角や蹴上高さ等

規模試験体を設置し、試験が行われた。試験体が異なっているため、モックアップ階段は 1F には、PCV 下部にあるベント管、直径約 9 m のサ

存在する種々の階段の形状を再現できるよう組

プレッションチェンバ（以下「S/C」という）やみ替えが可能な構造となっている〔図 3-4(b)〕。

トーラス室壁面等を模擬したものである。実模

具体的には、傾斜角を 40～55 度の間で 6 段階

擬試験体及びその模式図を図 3-5(a)(b)に示す。

に変更でき、蹴上高さを 180～230 mm に調整で試験体は実寸大であり、円還状の S/C を 8 等分

きる。また、手摺幅の変更や踏板の縞鋼板やグした一つを切り出した形状とされた。
2017 年 6 月に、IRID の構成員である東芝エレーチングへの変更も可能である。

ネルギーシステムズが S/C 内で推定されている
損傷個所を止水することを目的に S/C 内充填止

(3) モーションキャプチャ
モーションキャプチャは、物体の位置情報

水技術の打設試験を実施した（IRID R&D Topics、（座標）をデジタル値として記録し、記録したhttps://irid.or.jp/topics/原子炉格納容器

座標を用いて物体の動作を定量的に評価するこ

漏えい箇所の補修技術の実規模試-2/）。また、とができる設備である。1F に散乱している瓦礫2017 年 7 月には IRID の構成員である日立 GE

等をロボットが踏破する際の動作や、災害時に荷物を運ぶドローンの動作の検証等に利用する(a)

ことができる。NARREC に設置されているモーションキャプチャは、近赤外光を利用して複数のカメラにより計測対象に取り付けた反射マーカ
ーの座標を記録することができる。モーション
キャプチャは幅 15 m、奥行 15 m、高さ 7 m の空間で、16 台の高速度カメラが設置されている〔図 3-4(c)〕。計測範囲は、幅 10 m×奥行 10 m(b)

×高さ 2 m となる（カメラ高さ 7 m 時）
。カメラを移動することにより、計測範囲の変更も可能である。
また 2017 年度には、可搬型モーションキャプ
チャを導入し、他のエリア（例えば、モックア
ップ階段）でもモーションキャプチャによる計図 3-5 実規模試験； (a) 試験体、(b)試験体模式図

測が可能となった。

IRID による 1F の廃止措置に必要なモックアップ試験を支援。※写真出典：IRID R&D Topics

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ニュークリア・エナジーが S/C を支える脚部の耐震補強を目的として、S/C 脚部補強技術の打設試験を実施した（IRID R&D Topics、
https://irid.or.jp/topics/原子炉格納容器漏えい箇所の補修技術の実規模試-3/）。
これらは、経済産業省/廃炉・汚染水対策事業費補助金のプ
ロジェクトの開発課題として実施されたもので
図 3-6 VR システムある。

1F データを投影し、専用ゴーグルを着用することで原
子炉建屋内の状況を実規模大で確認できる。作業の(5) VR システム

事前確認や作業計画の検討・立案に有効。

NARREC では、研究管理棟内に正面・右・左・討・立案等が可能となる。また、実規模大のモ

床面の 4 面スクリーンに同時に空間データを投ックアップでも困難な施設全体の再現や繰り返

影し、立体視できる没入型 VR システムを整備ししの試行も効率的に行える利点がある。2019 年ている（図 3-6）
。4 面スクリーンのサイズは、

度からは所定の手続きにより、NARREC 外でこれ

幅 3.6 m、奥行 2.25 m、高さ 3.6 m である。こらの 1F データを使用することが可能となった。

の VR システムは、
反射マーカーを取り付けた眼鏡を着用したユーザーの頭の動きをモーション

3.2.2

キャプチャによりシステム上に反映し（視線の援するための技術開発

遠隔操作機器の開発及び操作訓練を支

簡易模擬）、専用のコントローラを用いて仮想空

NARREC では、前述の施設整備と運用のみなら間内を自由に移動できるようになっている。こず、廃止措置のための遠隔操作機器の開発及びの時、他のユーザーも専用の眼鏡を着用するこ

遠隔操作習熟訓練を支援するための技術開発もとで仮想空間を同時に体験できる。なお、この行っている。具体的な課題として、VR システム

VR システムは、空間データとして一般的な 3 次を用いた遠隔操作機器の操作訓練システムや原

元 CAD データの利用が可能である。

子力災害対応ロボットのための試験法、ロボッ

現在、NARREC では、1F の 1～3 号機の原子炉
建屋 1 階及び地下階の 3 次元 CAD データ （以トシミュレータに関する技術開発に取り組んでいる。

下「1F データ」という） を整備済みである。整以下に、これらの開発状況について述べる。

備した 2 号機のデータは、IRID による PCV 内部
詳細調査技術の開発プロジェクトにおいて試験(1) 遠隔操作機器の操作訓練システム

計画の立案に活用された。

廃止措置において、オペレータは遠隔操作機

1F データと VR システムを用いて、施設の空器の操作習熟以外に、作業環境の空間構造を十間構造、現場までの移動経路、照明環境、空間分に把握しておくことも求められる。そこで、線量率等を効率的に把握できる。可視化された

NARREC で整備している VR システムの機能の 1

実寸大かつ立体的な作業環境の元で、廃止措置

つとして、遠隔操作機器の操作訓練システムのに向けた現場作業員の事前教育・反復訓練や作開発を行った。これは、PCV 下部の補修作業を業関係者による現場状況の共有、作業計画の検対象とした作業手順の確認やオペレータの操作

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訓練において実寸大かつ立体的に動作を確認で(2) 原子力災害対応ロボットのための標準試

きるものである。図 3-7 に操作訓練システムの験法概念を示す。訓練の際、操作結果の再生により原子力災害対応用ロボットのための標準的な対象の遠隔操作機器の動作を VR システム上で試験場及び試験法の開発に取り組んでいる。要直接確認することができ、直感的に注意すべき

求作業に対するロボットの性能評価、オペレー

ポイントに対する理解を深めることが可能とな

タの操作習熟訓練等が必要となってくるためでり、操作習熟度を効果的に高めることができる。

ある。
これに関わる技術開発の先行事例として、

このシステム及び3.2.1(5) で述べた1F データ

米国国立標準技術研究所（NIST）が開発、提案

は、PCV 漏えい箇所の補修技術の実規模試験にを行っている災害対応ロボット用標準試験法用いられた遠隔操作装置の操作訓練に活用され（STM）がある。ロボット性能やオペレータ技能

た。これは、経済産業省/廃炉・汚染水対策事業について事前評価を行う環境や方法を提供する

費補助金のプロジェクトの開発課題として実施

NIST の STM の考え方は、廃止措置においても有されたものである。

効である。
開発にあたり、
公開されている 1F に関するロボットの作業記録から原子炉建屋内での作業内容の分析やトラブルの分類を行い、課題について整理した。これにより、走行・作業環境での課題や遠隔操作における状態認識の難しさの要因等を抽出した。これらに基づいて、原子炉建屋内を想定した走行ロボットの試験場として実際の作業環境の素材を考慮して、縞鋼板・グレーチング等による路面や段差等を模擬した試験場を設計・開発した。さらに、PCV 内部調査を参考にして、ロボット投入口として用いられた貫図 3-7 遠隔操作機器の操作訓練システム

通孔等を模擬した配管型の試験場の開発も行っ

VR システムに作業環境及び遠隔操作機器のモデルをた。図 3-8 に開発した試験場・各試験環境を示

取り込み、操作卓からそのモデルの操作を行う。

す。開発した試験場を活用した試験法の立案とその妥当性について、実験を通じた検討を行っており、廃止措置のためのロボットの試験法として順次提案、公開していく。

図 3-8 標準試験場； (a) グレーチング面による狭隘
走行環境、(b) 貫通孔等の配管模擬環境
原子力災害対応用ロボットのための標準的な試験場及び試験法を開発している。1F 原子炉建屋内の作業環境を考慮し、縞鋼板・グレーチング等による路面や段差等を模擬した試験場を設計・開発。

(3) ロボットシミュレータ
安全かつ着実に廃止措置を遂行するためには、
事前にオペレータがロボット操作について十分
習熟しておく必要がある。また、要求される作業に対応可能なロボットの設計・開発は迅速に

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行う必要もある。計算機を用いたシミュレーシ

れた World Robot Challenge 2018 インフラ・ョンは、物理現象をある仮定のもとに模擬する

災害対応カテゴリーにて用いられた

ため、実際の現象との間に一定の差異がある。

Choreonoid に実装された。NARREC では、引き続

しかし、繰り返し試行が可能、試行条件や環境きロボットシミュレータの機能高度化を進めるの変更が容易等の大きなメリットがあり、上手とともに、開発したプラグインを NARREC の利用

く活用することでロボットの操作訓練や開発、者にも提供していく。

性能検証を効率的に実現可能となる。
このため、NARREC ではオペレータの操作習熟度向上やロ3.2.3 利用実績
本格運用が開始された 2016 年度からのボットの性能検証のための技術として、ロボッ

NARREC の累積利用件数は、2019 年度末時点でトシミュレータの開発を行っている。
図 3-9 に開発したロボットシミュレータの操230 件となった（図 3-10）。実規模試験エリアで作画面を示す。ロボットシミュレータは、産業

は、3.2.1 (4)で述べた試験の他に、2019 年度

技術総合研究所において開発されているオープ

から IRID による原子炉格納容器内部詳細調査

ンソースソフトウェア Choreonoid (※2019 年 4技術の開発（X-6 ペネトレーションを用いた内月事業化により、株式会社 Choreonoid に引継

部詳細調査技術の現場実証）の一環としてアクぎ) を動力学シミュレーションの中核として採セス・調査装置のモックアップ試験〔福島第一用し、開発されている。Choreonoid は、ユーザ

原発「燃料デブリ」取り出しへの挑戦③～海外ーや開発者が独自に設計、開発したプラグインの協力も得て挑む技術開発の最前線（2020 年 2(Choreonoid の機能を拡張するためのソフトウ

月 28 日）、 https://www.enecho.meti.go.jp/ェア) を実装することでシミュレータの機能を

about/special/johoteikyo/debris_3.html〕が容易に拡張することができる。この特徴を利用開始され、今後ロボットアームの遠隔操作手法

して、通信遅延等の通信品質の低下を想定したの検証、オペレータのトレーニングが実施され通信障害模擬機能やドローン等の無人航空機にる予定である〔図 3-11(a)〕。これは、経済産業

よる調査作業を想定した空中移動模擬機能を開

省/廃炉・汚染水対策事業費補助金のプロジェク発している。これらの技術開発の知見をもとに開発したプラグインが、 2018 年 10 月に開催さ

図 3-9 ロボットシミュレータの操作画面
繰り返し試行や試行条件、環境の変更が容易であり、

図 3-10 NARREC の累積利用件数

オペレータの操作習熟度向上やロボットの性能検証試験の実施以外に会議・研修やイベントにも利用され

に有効。

ている。

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トの開発課題として実施されているものである。

(a)

この他、試験棟では要素試験エリアでの大学等の研究機関による試験のための利用として、
平成 30 年度 英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業の成果を確認するための試験〔図 3-11(b)〕や地域復興実用化開発等促進事
業(福島イノベーション・コースト構想)に関連する開発〔図 3-11(c)〕も行われている。加えて、福島県廃炉・除染ロボット技術研究会主催(b)による福島県内企業・大学 廃炉・災害対応ロボット関連技術 展示実演会や文部科学省及び廃止措置人材育成高専等連携協議会主催による廃炉創造ロボコン等のイベントにも活用されている。また、研究管理棟では会議室を利用して、資源エネルギー庁主催の第 13 回廃炉・汚染水対策福島評議会（2017 年）や原子力機構主催の福島リサーチカンファレンスが行われている。こ(c)のような NARREC の施設利用の支援を通じて、今
後も 1F の廃止措置の推進に貢献していく。

図 3-11 NARREC の利用事例； (a) アクセス調査装
置のモックアップ試験（IRID/三菱重工業）※、(b) レスキューロボットの性能検証試験（東京工芸大学）、(c) 災
害救援物資輸送ダクテッド・ファン UAV の実用化開発（IHI、協栄精機）※

写真出典：経済産業省資源エネルギー庁、福島第一

原発「燃料デブリ」取り出しへの挑戦③

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JAEA-Review 2020-023て 1F 構内の施設に位置付けられる。

3.3 大熊分析・研究センター
大熊分析・研究センターでは、「中長期ロード

2020 年度末頃には第 1 棟の建設が終了し、マップ」（第 5 版）に記載された「大熊分析・研2021 年度以降、その施設を活用した研究開発を究センターを活用した分析実施体制の構築」を通して新たな挑戦が始まる。それは第 1 棟での踏まえ、1F の西側に隣接した研究開発拠点とし通常の原子炉とは異なる多種多様な放射性廃棄て、1F の廃炉に向け固体廃棄物の処理・処分及物の分析である。さらに第 2 棟での未知の燃料

び燃料デブリの性状把握等の研究開発を行う放デブリの分析等である。大熊分析・研究センタ

射性物質分析・研究施設の整備を進めている（図

ーは、1F 事故により発生する放射性廃棄物の処

3-12）
。

理・処分方策の確立、燃料デブリの取り出し・

この施設は施設管理棟、第 1 棟及び第 2 棟の移送・保管・管理等の安全かつ計画的な実施の3 施設で構成されており、施設管理棟は、居室ために必要な研究開発に、分析事業を通して貢並びに分析のモックアップ等を行うワークショ

献していく予定である。

ップを有する施設である。第 1 棟は、固体廃棄物等の分析等を行う施設であり、第 2 棟は、燃料デブリ等の分析を行う施設である。建設地は東京電力から無償で貸与された土地であり、放射性分析・研究施設第 1 棟及び第 2 棟について
は、運用開始時に、特定原子力施設の一部とし

図 3-12 放射性物質分析・研究施設位置図(a)(右図)が敷地全体配置図で、黄色の塗りつぶし箇所が建設地で、1F の隣接地に位置する。(b)(左上図)が各建屋の配置図で、(c)(左下図)がイメージ図である。

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施設管理棟は、放射性物質を取り扱わない事

3.3.1 施設の概要と整備の進捗

務棟であり、第 1 棟の建設及び運用、並びに第(1) 施設管理棟
施設管理棟は、鉄筋コンクリート造の地上 422 棟の円滑な設計、建築及び運用に資する施設

階建、
延床面積は約 4,800 m の施設である。
2016

である。また、第 1 棟及び第 2 棟の運用開始か

年 9 月 7 日に建築工事を開始し、2018 年 2 月 28

ら得られる分析データや研究データの評価、整日には竣工引き渡しを受け、2018 年 3 月 15 日

理等を行う施設になる。

から運用を開始した。この施設は、居室の他、立地地点が 1F の西側隣接地であり、
空間線量

事務室、会議室、ワークショップ等から構成さが高いエリアであったことから、土地造成の際れている（図 3-13、3-14、3-15）。

に除染を行って線量を下げるとともに、建屋も周辺からの放射線の影響を受けないよう、窓の無い遮へい構造となっている。採光は天井の窓から行われ、吹き抜けのワークショップを通じて各階に届くようにしている。
ワークショップには、工作機器や模擬鉄セル、
グローブボックス、
ヒュームフード等を設置し、分析作業のモックアップを行う場として既に活

図 3-13 施設管理棟開所式の様子用している。また、分析技術者育成を目的に、模擬鉄セルに設置されたマニプレータを使う分
析作業やグローブボックスにおける分析作業の手順を習熟するための訓練も実施している（図3-16）。

図 3-14 施設管理棟
施設管理棟は 2018 年 3 月に運用を開始した。

図 3-16 ワークショップ
ワークショップに設置した模擬鉄セルを使用してマニ
プレータの訓練等を行っている。

(2) 第１棟
第 1 棟は、1F で発生する瓦礫類（瓦礫、資機材、土壌）、伐採木、可燃物を焼却した焼却灰、
図 3-15 施設管理棟断面
4 階建てでワークショップは吹き抜け構造である。

汚染水処理に伴い発生する二次廃棄物（使用済

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吸着材、沈殿処理生成物）等（分析対象物）の波誘導結合プラズマ質量分析装置（ICP-MS）、イ

性状を把握することにより、今後の処理・処分

オンクロマトグラフ、走査型電子顕微鏡及びそ方策とその安全性に関する放射性核種のデータれに付加するエネルギー分散型 X 線分析装置等を得るため、分析や研究開発を行うことを目的の分析装置の導入を予定している。

とした施設である。
第 1 棟は、
鉄筋コンクリート造、
地上 3 階建、(3) 第 2 棟

延床面積約 9,700 m2 の施設になる。2017 年 3 月

第 2 棟は、1F で発生した燃料デブリ等の性状

7 日に原子力規制委員会から「福島第一原子力を把握することにより、その安全な取り出し・発電所特定原子力施設に係る実施計画」（実施計

保管管理等に必要な情報を取得するため、分析画）の変更の認可を得て、同年 4 月 19 日から建等を行うことを目的としている。第 2 棟の建屋

築工事を開始し、竣工に向けて建設工事を進めは地上 2 階、地下 1 階の鉄筋コンクリート造でている（図 3-17）。分析対象物の表面線量率、性ある。主要設備として、地上 1 階に燃料デブリ状等に応じて、分析することが可能な形態（試等を扱うためのコンクリートセル 4 室のほか、料）に調製するため、パネルハウス、鉄セル（4大型鉄セル 1 基、グローブボックス 4 基及びヒ

基）、グローブボックス（10 基）、フード（56 基）ュームフード 4 基を設置する予定で、試料保管等が第 1 棟に設置される予定である。

設備や分析ニーズの変化に対する柔軟な対応を

分析対象物のうち、表面線量率が 1 mSv/h 以
下のものについては、主にフード、グローブボ

目指すため、設備レイアウトの拡張性を考慮している。

ックスで試料の調製を行う。表面線量率が 1
mSv/h を超え 1 Sv/h 以下のものについては、

3.3.2 研究開発
中長期ロードマップに沿って IRID が実施主

主に鉄セルで分析対象物から試料を採取し、そ体となり、放射性固体廃棄物の処理・処分に関の後、主にフードで試料の調製を行う。
放射能分析、化学分析、物性測定等の分析をする研究開発が進められている。事故で発生し行うため、液体シンチレーションカウンタ、ガた放射性固体廃棄物は、破損した燃料に由来しンマ線スペクトロメータ、アルファ線スペクト

た放射性核種を含んでいること、津波や事故直ロメータ、ガスフローカウンタ、高周波誘導結後の炉心冷却に起因する海水成分を含む可能性

合プラズマ発光分光分析装置（ICP-AES）、高周があること、高線量で汚染のレベルが多岐にわたりその物量も大きいことなど、従来の原子力発電所で発生する放射性廃棄物と異なる特徴があり、これらを安全に処理・処分するための研究開発が IRID で進められている。また、多様な固体廃棄物の発生、保管から処理・処分までの一連の廃棄物管理・取扱い方法（廃棄物ストリーム）の検討が原子力機構で行われている。

図 3-17 第 1 棟の外観（2020 年 6 月撮影）
第１棟は 2017 年より建設工事を進めてきており、現在、工事の終盤を迎えつつある。

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図 3-18 新たな ICP-MS を導入した分析プロセスの概要

大熊分析・研究センターでは、多様な分析対を行っている。この装置は、放射線を計測する

象物から試料を調整し非常に多くの核種を分析のではなく、特定の質量数の元素の数を数えるする計画がある。このため、分析に関する工程ことのできる装置で、装置そのものに分離（他の合理化が必要不可欠であり、IRID が進める研の質量数と分ける）機能をもつことから、前処

究開発の一環として、ICP-MS を用いた分析法の理操作の単純化が期待できる。
さらにハイエンドの ICP-MS の機種では、同じ開発を進めている。
第 1 棟で測定対象となる核種の中にはβ線及質量数（例えば 93Zr、93Mo、93Nb）の中からさらび特性 X 線を測定して定量する核種がある。こに特定の元素（例えば 93Zr）を選択的に分離でれらの放射線は連続したスペクトルとして観測きる機能を備えており、大幅な前処理操作の単されるため、他の核種が共存すると重なり合い純化が期待される（図 3-18）。また、分離プロセ

正確な測定ができないことから、事前に精密なスの合理化を目指した自動化技術を取り入れた単離・精製が必要となり、測定までの前処理操

放射性核種の分離装置等の開発も進めている

作は複雑で長時間を要する。このため、作業負（図 3-19）。

荷及び被ばく量低減の観点から、より早く、簡これらの分析法等の開発は、第 1 棟が建設中

単に測定できるような分析方法の単純化が現在のため、CLADS と連携し、国際共同研究棟で実求められている。そこで、放射線計測が難しい

施している。

核種に対して、ICP-MS を用いた分析手法の開発

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ントに係る技術指導を受けている。
一方、放射性物質分析・研究施設の運用や分析研究開発にあっては、大熊分析・研究センターの職員だけでなく、分析技術を有する企業との連携が必須である。分析作業、施設の維持管
理、設備・機器の更新、分析研究開発等に携わ
図 3-19 自動化技術を取り入れた分離装置って頂くことにより、その企業の分析技術や放技術開発を行っている固相抽出により核種を分離す

射性物質を取り扱う施設の運用、維持管理の向るための自動分離装置。

上に寄与し、東京電力が検討している「廃炉作

3.3.3 分析技術者の確保・育成とその将来業における分析環境の整備」の将来の運営にも放射性物質分析・研究施設の運用、分析結果貢献できるものと考えている。

の評価、品質保証、新たな分析法の研究開発、

さらには、原子力機構内では継続する研究開

分析省力化のための技術開発等を継続し、分析

発や今後本格化する研究開発施設の廃止措置、技術を継承するためには、分析技術者の確保・それらに伴って発生する放射性廃棄物等の処育成が急務である。福島研究開発部門では、数理・処分事業においても分析要員の確保が必要

年前から化学・物質分野の学生を中心に採用し、不可欠である。大熊分析・研究センターにおけ原子力機構の東海地区や大洗地区にある複数のる研究開発に携わった分析技術者が他の研究開研究開発施設において分析業務や品質保証活動

発や事業において活躍することも期待されていにあたらせ、分析技術の習得とその向上を図る

る。

ための職場内訓練（OJT）を行ってきた。その一部の職員は OJT を終えて大熊分析・研究センターに戻り、間近に控える第 1 棟の運用に向けた
準備や 3.3.2 に述べた分析方法の技術開発に携わっている。今後は、新たに運用される第 1 棟
及び第 2 棟における分析研究開発等に携わり一層の分析技術の習得と向上を図っていく。
また、
放射性物質分析・研究施設は、1F における特定原子力施設の一部として、東京電力が保安に関する統括管理を行う。そのため、大熊分析・研究センターで分析、工務、放射線管理等の業務を担当する若手職員を東京電力 1F へ派遣し、OJT として1F 現場での作業や安全管理を学ぶための人材交流を行っている。人材交流について
は、東京電力 1F から大熊分析・研究センターへの出向も行われており、出向者からは第 1 棟の施設整備における工事・安全管理等のマネジメ

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3.4

廃炉国際共同研究センター（現廃炉環境

3.4.1 施設概要
国際共同研究棟には 1 階に 6 つの研究室と緊国際共同研究センター）
1F の廃止措置は過去に例のない取り組みで

急時対策室等があり、2 階には研究者の居室、あり、国内外の英知を結集して研究開発を行う

事務管理者の居室、会議室等がある。1 階の研必要がある。そのため、CLADS を組織し、茨城県究室のエリアでは、レーザー遠隔分析技術の研

東海村の原子力機構の核燃料物質や放射性物質

究、
放射線計測技術の開発、廃棄物の分析技術、の取扱いが可能な研究施設を活用してその活動

廃棄物の処理処分技術の研究、放射性微粒子等を開始した。その後、CLADS の中核となる国際の分析解析等を実施している。また、一部を東的な研究開発拠点として「国際共同研究棟」（図

京電力や大学等の共同研究室として利用してい3-20）を 1F の近傍である、福島県富岡町に整備る。主な分析装置等としては、多目的 X 線回折することとなり、5 月には国際共同研究棟の設装置、実験室 XAFS 装置、走査型電子顕微鏡など、計を開始し、8 月に福島県からの要望も踏まえ、多種多様な手法を用いる廃炉研究の基盤となる立地地点として 1F から約 10 km の距離に位置

機器を整備している。

する富岡町王塚地区に決定、2016 年 3 月には富また、国際共同棟に併設された多目的試験棟

岡町と用地売買契約を締結した。国からの富岡（図 3-21）では、燃料集合体等の溶融状況を模

町の避難指示区域解除に合わせた国際共同研究

擬できる制御棒ブレード破損試験装置（LEISAN:棟の運用開始との要請に応えるべく、2016 年 4Large-scale Equipment for Investigation of

月に工事に着工し、2017 年 3 月に竣工、4 月よSevere Accidents in Nuclear reactors)（図り運用を開始した。

3-22）等、事故時の原子炉内状況を部分的に再現できる水蒸気雰囲気での急速昇温反応炉等、1F の廃炉研究に特化した機器群を整備している（表 3-1）。

図 3-20 国際共同研究棟
2016 年 4 月に安全祈願祭及び起工式を開催して着工し、2017 年 3 月に竣工した。

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3.4.2

CLADS で開発された 1F の廃炉研究に特化した試験装置群の例
1979 年に起きた米国スリーマイル島原子力発電所（加圧水型原子炉）の事故以降、シビア
アクシデントに関する研究は欧州・米国でも様々な視点でなされ、知見も共有されていた。
図 3-21 多目的試験棟
模擬試験と解析により、燃料破損・溶融挙動の理解の深化に取り組み、シビアアクシデント解析での信頼性

しかし、これまでの知見では不十分で、1F 特有の条件を想定した事故進展挙動に係る知見が必向上、アクシデントマネジメントに役立てることを狙い要とされていた。
そこで CLADS としては、
まず、としている。

1F（2 号機）の事故で生じたような水蒸気が枯渇するような特殊条件下で、事故初期段階の進表 3-1 施設・設備概要

展挙動把握に重要となる制御棒破損のメカニズ

CLADS には、国際共同研究棟の他、多目的試験棟がムを解明するために、「制御棒ブレード破損試験設置されている。

装置」及び「レーザー加熱装置」を開発した。

〇国際共同研究棟
構造・規模： 鉄骨造、地上 2 階建て
建築面積 ： 1,096 m2
延床面積 ： 2,115 m2
高さ： 10.3 m（屋上ルーバー12 m）
主な設備
・多目的 X 線回析装置
・実験室 XAFS 装置（X 線吸収微細構造分析装置）
・走査型電子顕微鏡
・オートラジオグラフィシステム
・顕微ラマン分光装置
・光ファイバ式レーザラマン分光光度計

これらの装置を用いて取得する試験データは、BWR 体系での燃料破損・溶融進展における要素
過程モデルの構築及び解析コード検証データとして活用できるとともに、シビアアクシデント
時の燃料破損と溶融進展状況の視覚化にも使用できる。
また、これらの装置は国際的にも類を見ない試験が可能なものであり、海外からも高く評価され、共同研究の提案などがされているところである。

〇多目的試験棟
構造・規模： 鉄骨造、地上 1 階建て
延床面積：229 m2
高さ： 7.5 m
主な設備
・制御棒ブレード破損試験装置（LEISAN）
・レーザー加熱装置

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JAEA-Review 2020-023(2) レーザー加熱装置(1) 制御棒ブレード破損試験装置
制御棒ブレード（原子炉の出力を調整する板

燃料棒やチャンネルボックス材の酸化挙動を状のもの）とチャンネルボックス（燃料棒を包評価する装置である。最高温度約 2000 ℃と急むカバー）の溶融反応を評価するために、温度

速昇温（～100 ℃/秒）
、高温水蒸気中で長時間（最高温度約 1800 ℃）及び水蒸気枯渇条件を保持を実現するための適切な容器材を選定して含めた水蒸気環境条件、急速昇温で試験が可能いる。試験体に対し、石英窓を通して反応容器な装置である。急速昇温（～1 ℃/秒）と最高温

外部からレーザー照射して加熱する方式を採用

度を限られた空間で実現するため、表面積あたすることで試験体のみを高温に加熱することがりの熱出力の大きな黒鉛ヒーターを使用していできる。

る。黒鉛ヒーター保護のため、試験部と黒鉛ヒ

上記試験装置での試験実績については、ーターを隔離することとし、熱衝撃や温度勾配「4.2.3 炉内状況の解明」の項、「BWR 制御棒ブによる破損防止のため SiC コーティング黒鉛製

レードの崩落試験」で記述する。

の隔壁を設置している。また、試験体の温度勾配がつけられるよう、適切な炉内ヒーターの配置となるような設計とし、実際の事故を想定した条件で試験可能な機能を有している。

レーザー加熱装置

制御棒ブレード破損試験装置
図 3-22 制御棒ブレード破損試験装置及びレーザー加熱装置
国内外に類を見ない試験装置群を多目的試験棟に構築した。

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3.5

福島環境安全センター（現廃炉環境国際計測技術開発を行っており、そのための施設整備を進めてきた（表 3-2）。

共同研究センター）
2015 年 4 月、原子力機構は、福島県、国立環

放射能測定のうち、環境試料中の放射性セシ境研究所との三機関で、「環境創造センターにおウム濃度の測定に関しては、ISO/IEC 17025 によける連携協力に関する基本協定」を締結し、協る認証を得ており、オートサンプルチェンジャ

力して福島の環境回復・創造に向けた調査研究ーを備えた 5 台の Ge 半導体検出器（図 3-25）

等の取り組みを進めていくこととした。このたによる測定体制を構築し、年間 7,000～10,000

めの施設として、2016 年、福島県は福島県環境試料の測定を行っている。

創造センターを設置し、原子力機構も三春町の液体分析に関しては、誘導結合プラズマ質量研究棟および南相馬市の環境放射線センターに分析装置（ICP-MS）を用いた元素濃度分析体制

おいて、環境回復に係る調査研究を進めてきたを構築してきたが、ここに単粒子分析機能（SPC）（図 3-23、3-24）。

や固相抽出分離機能を付加することにより、環境中での放射性核種の移行でカギを握るコロイ
ドのような微粒子や、放射性核種の濃度を迅速・

3.5.1 設備・装置の概要
三春町の研究棟においては、環境動態に関する調査研究と環境試料中の放射性核種の分析・高感度に測定するための技術も開発を進めている。

図 3-23 福島県環境創造センター交流棟・本館・研究棟（三春町）［福島県 HP より］

図 3-24 福島県環境創造センター環境放射線センター（南相馬市）［福島県 HP より］

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固体分析に関しては、環境中における放射性X 線分光学的手法を主体とした分析装置を整備

核種の保持媒体の解明を目指し、電子顕微鏡とした。特に、環境試料に含まれる 1 万以上の粒子の中から、電子プローブマイクロアナライザ

表 3-2 研究棟での設備概要（EPMA）で元素濃度に基づき分析対象粒子を特定し、マイクロマニピュレータで粒子を採取、放射能測定装置・Ge 半導体検出器、γ 放射能測定装置
・液体シンチレーション測定装置
・α 放射能測定装置
・全身放射能測定装置搭載車（WBC 車）・γ 放射能測定装置搭載車（Ge 車） 等
液体分析装置・誘導結合プラズマ質量分析装置（ICP-MS、単粒子分析・固相抽出分離機能付き）
・誘導結合プラズマ発行分光分析装置（ICPAES）
・高速液体クロマトグラフィー（HPLC） 等
固体分析装置・走査型電子顕微鏡（SEM、EDS・低真空分析機能付き）
・電子プローブマイクロアナライザ（EPMA、
EDS・WDS・粒子解析機能付き）
・集束イオンビーム加工装置（FIB）
・マイクロマニピュレータ
・透過型電子顕微鏡（TEM、EDS・EELS・液中観察機能付き）・飛行時間型二次イオン質量分析装置（ToFSIMS）
・示差熱質量分析・赤外分光装置（TG-DTAMS/FT-IR）・X 線回折装置（昇温・雰囲気制御機能付き）
・光電子分光分析装置（XPS） 等

集束イオンビーム加工装置（FIB）で透過型電子顕微鏡（TEM）等の詳細分析用試料を加工するという複数装置での一連の作業を、粒子解析機能と座標共有システムにより、効率的に進められるよう、カスタマイズされている。
その他、樹木や海産物中の放射性核種濃度測定のための解体・乾燥・仮焼等の前処理設備、環境水のろ過・遠心分離等の前処理設備等、様々な環境試料の分析に対応するための設備を整備している。
また、南相馬市の環境放射線センターにおいて 2 台の Ge 半導体検出器による測定体制を構築しているほか、所有機器類としては、無人ヘ
リコプター（ヤマハ発動機社製の R-MAX G1、現在は後継機種である FAZER-R) や無人飛行機（UARMS: Unmanned Airplane Radiation
Monitoring System)また、無人観測船 (ASV:
Autonomous Surface Vehicle) 等がある。
なお、上記試験機器類での試験実績については、「5.3.2 モニタリング技術開発の進展」の項で記述する。
3-1） 経済産業省, 東京電力福島第一原子力発
電所廃炉対策推進会議（第 1 回）, 研究拠
点施設の基本的な考え方, 2013.
3-2) 原子力規制庁, 特定原子力施設監視･評価検討会（第 24 回）廃炉関係の研究開発拠
点施設の整備について, 2014.
3-3) 文部科学省, 東京電力（株）福島第一原子力発電所の廃止措置等研究開発の加速プ
ラン, 2014.

図 3-25 Ge 半導体検出器

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4. 廃止措置等に向けた研究開発
4.1 研究開発の進め方の研究機関との国際協力等を実施し、廃炉に

1F の安全な廃止措置とその終了後も続く必要な研究分野について、外部の研究者や専

放射性廃棄物の処理・処分（廃止措置等）を門家を交えたワーキンググループ等の活動推進するためには、国内外の英知を 1 か所にを行っている。

集中させ、研究開発と人材育成を一体的に進「中長期的な人材育成機能の強化」としてめることが効果的である。原子力機構では、は、文部科学省「英知を結集した原子力科学

廃止措置等に必要な基礎基盤研究として燃技術・人材育成事業（以下「英知事業」とい

料デブリ状況の解明、炉内状況の解明、放射う）廃止措置等基礎基盤研究・人材育成プロ性廃棄物の処理処分及び遠隔操作計測技術

グラム」、原子力機構「英知事業 研究人材育開発等を進めており、CLADS を中核に「国内成型廃炉研究プログラム」等の採択研究機関

外の英知を結集する場の整備」「国内外の廃と連携して人材育成に取り組んでいる。2019

炉研究の強化」「中長期的な人材育成機能の年度からはクロスアポイントメント制度等強化」「情報発信機能の整備」の 4 つを柱に取を用いて、原子力機構と各大学が連携ラボをり組んでいる。

形成し、研究人材の育成を加速させている。

CLADS では、活動の拠点となる国際共同研

また、国内外の研究機関や大学、産業界等の究棟に加え、茨城県の東海・大洗地区にある人材が交流するネットワークを形成するこ原子力機構特有の核燃料物質・放射性物質のとで、産学官による研究開発と人材育成を一使用施設、照射施設等を活用して研究開発に体的に進めている。

取り組んでいる。また、原子力科学研究部門、「情報発信機能の整備」としては、国立国

高速炉・新型炉研究開発部門、核燃料・バッ

会図書館と連携して、国、東京電力等が発信

クエンド研究開発部門、各々に福島研究開発する情報を IAEA の原子力事故情報分類に従推進室を設置し、横断的に福島研究開発を推って整理し、「福島原子力事故関連情報アー

進するとともに、これらの推進室と CLADS がカイブ」（FNAA）として発信している。また、密接に連携することで、原子力機構全体で 1F

各研究成果は文献として適宜発信されるが、廃炉の研究開発に取り組んでいる。

FNAA では原子力機構の研究成果を含む文献「国内外の英知を結集する場の整備」とし情報についても発信している。

ては、国内外の大学や研究機関と連携して、廃炉に向けた研究開発に取り組んでいる。また、国内外の英知を結集する場として、定期的に「福島リサーチカンファレンス（FRC）」
を開催し、国内外の研究者との交流や情報共有等を行っている。
「国内外の廃炉研究の強化」を図るために海外からの研究者を招聘するとともに海外

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福島研究開発部門では CLADS が、NARREC を用

4.1.1 原子力機構における 1F 廃炉のための研いた遠隔操作機器の実証試験を行ったり、大熊

究開発体制
1F の廃炉には様々な課題が存在しており、そ分析・研究センターが、CLADS 国際共同研究棟の解決のための研究開発は、基礎基盤から応用の実験室を用いて分析技術開発を行ったりする

研究、開発・実用化に至るまで、産学官の多様など、それぞれ連携を図っている。また、環境な実施主体により行われている〔図 4-1（a）〕。

動態・放射線モニタリング等の研究開発で得ら原子力機構では、福島研究開発部門を中心に、れた成果は部門内で共有しながら研究開発を実

1F 廃炉の課題解決のために必要な研究開発に施している〔図 4-1(b)〕。

取り組んでいる。
(a)(b)

図 4-1 福島第一原子力発電所の廃炉に係る(a) 研究開発実施体制の概略（NDF 戦略プランより抜粋）、 (b) 福島研究開発部門の研究開発体制

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他部門では、原子力科学研究部門、高速炉・新型炉研究開発部門及び核燃料・バックエンド
研究開発部門の各々に福島研究開発推進室を設置して、横断的に福島関連の研究開発を推進するとともに、これらの推進室と CLADS が密接に連携している。それによって、茨城県の東海、大洗地区の施設を有効活用するなど、原子力機構全体で 1F 廃炉の研究開発に取り組んでいる。
また、事業計画統括部と福島研究開発部門は、2018 年度より 1F 廃炉研究開発推進費の機構内提案募集を行っており、原子力機構として主体的に実施すべき 1F 廃炉の基礎基盤研究を、部門を超えた連携を強化しながら着実に進めている。

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4.1.2 国内外の英知を結集する場の整備

究機関の参加が得られるように運営し、NDF、(1) 廃炉基盤研究プラットフォーム

IRID、東京電力、その他関連機関はオブザーバ

国内外の英知を結集する場として、CLADS 及ーとして会議に参加することができる。

び文部科学省英知事業「廃止措置等基盤研究・

これまでも廃炉基盤研究プラットフォームの人材育成プログラム」採択事業者の共同運営に中で廃炉の課題や研究ニーズの検討、研究の進よる廃炉に向けた基礎・基盤研究の推進協議体

め方等を議論し、その結果、「廃炉に関する基礎・として、廃炉基盤研究プラットフォームを整備

基盤研究の課題リスト」の整備を行い、また廃した。

炉全体を俯瞰する「基礎・基盤研究の全体マッ

基礎・基盤研究を推進するためには、多様なプ」の提示、更新を行っている。

分野の知識や経験を動員し、創造的なアイデアとその活用が必須であり、研究者個人の独自性を尊重する「バザール的アプローチ」によるコ
ミュニティーの構築を目指している（図 4-2）。
この廃炉基盤研究プラットフォームは広く開かれたものであり、国内外の多くの研究者、研図 4-2 廃炉基盤研究プラットフォームの位置付け
廃炉の課題や研究ニーズを共有し、大学、研究機関の基礎・基盤研究成果を 1F の廃炉の現場に橋渡しする。

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JAEA-Review 2020-023(2) 福島リサーチカンファレンス
廃炉基盤研究プラットフォーム事業の 1 つとして、福島研究開発部門の国際セミナーを「福島リサーチカンファレンス」（以下「FRC」という）として実施している。
① FRC の開催趣旨
CLADS は内外の専門家の助力を得て、廃止措

図 4-3 若手研究者による成果発表

置に必要な特定のテーマを選定して、年に 5-6

ポスター発表にて若手を中心に研究の成果を報告し、回の FRC を福島県で継続的に開催している（表シニアとの質疑応答を実施。

4-1）。
FRC は、廃止措置に関連する種々の分野で時代をリードする世界の研究者、若手研究者及び学生が参加し、最先端の技術や研究に関する報告や議論を行うことで、将来の廃炉人材の育成と国内外の英知の結集を図るだけでなく、最新の 1F の状況や廃炉研究を紹介することで、廃止措置の情報発信の場としても位置付けている（図 4-3、4-4）。
図 4-4 FRC の様子
国内外からの研究者を集めて開催。学生や若手研究② FRC の研究テーマ
FRC で主に議論されているテーマは次のとおりである。
ⅰ)核種分析、ⅱ)過酷事故進展解析、ⅲ)被ばく防護と除染、ⅳ)遠隔技術、ⅴ)プロジェクト・
マネジメント、ⅵ)コンクリート構造物の保全、
ⅶ)腐食予測と防食、ⅷ)検査技術、ⅸ)補修技術、
ⅹ)燃料デブリの物性と処理、ⅺ)放射性廃棄物の処分、ⅻ) 臨界管理。
FRC は、大学、高専、学協会からのトピカルなテーマについても、提案を受ければ原子力機構と連携して企画運営することができる柔軟な会
議である。
CLADS では1F の現場ニーズを収集して研究テーマへ反映すると共に、本カンファレンスでの知見を廃止措置へと反映している。

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者の参加を促し、廃炉人材育成を図る。

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表 4-1 FRC 開催状況（1/2）
これまで、福島県内（富岡町:8 回、楢葉町:6 回、いわき市:5 回、三春町:1 回）、茨城県東海村（1 回）で計 21 回開催をした。（開催回数には付随する現場視察場所・回数は含めていない）
開催日

2015 年11 月10 日

開催テーマ
CLADS 廃止措置研究国際ワークショップ

開催場所

参加人数

成果
「デブリ取出しに向けた事故進展挙動解析」及び

東海村（いばらき量子ビーム研究セン

128 名

ター）

「デブリの取出し・保管に向けた性状評価」について、研究開発の現状と今後の国際協力の進め方
等について議論。

廃炉に向けた耐放射性
2016 年4 月19-20 日

センサー及び関連研究

いわき市

に関する国際ワークショ（LATOV）

100 名

宇宙産業や一般産業界を含む先端研究との更なる連携の重要性を認識。

ップ（R2SRT2016）2016 年8 月4-6 日

廃炉のための放射線計測研究カンファレンス
事故廃棄物の安全管理

2016 年11 月7-9 日

に関する研究カンファレンス
廃炉のための遠隔技術

2016 年11 月24-25 日

に関する研究カンファレ
ンス

楢葉町（サイクリングターミナル展望56 名の宿「天神」）

国内外の放射線計測に関わる専門家が廃止措置に向けた情報交換及び連携体制を構築。
海外の廃棄物管理の経験と 1F 事故廃棄物への

いわき市

60 名

（LATOV）

活用のための更なる研究協力の重要性、及び若手研究者の人材育成の重要性を認識。

楢葉町（楢葉遠隔技術開発センター）

83 名

モックアップ試験設備の構築にあたって、建築や構造物設計の有識者との協力の必要性を認識。

廃止措置及び廃棄物管2017 年6 月20-21 日

理におけるセメント系複富岡町

合材料に関する研究カン（学びの森）

194 名

1F の廃止措置を促進するために、国内外の機関の更なる研究協力の重要性を認識。

ファレンス（RCWM2017）
シビアアクシデント時の燃料・炉心破損に係る、2017 年7 月5-6 日

シビアアクシデント時の燃料・炉心の破損進展に材料科学、熱力学、シビ

富岡町

アアクシデント解析とモ（学びの森）

100 名

デリングの専門家ワーク

関して、多くの専門分野の研究者が横断的に情報交換し、1Ｆ廃炉のみならず、今後の安全研究へも効率的に知見を蓄積していく必要性を認識。

ショップ「燃料デブリ」の性状把2017 年9 月5-6 日

国内外の連携の重要性が再認識されるとともに、握に関する研究と人材育

富岡町

成カンファレンス」（学びの森）

50 名（ConFDeC2017）
1F の主要コンポーネン
2017 年11 月27-29 日

トの腐食予測と緩和に関するカンファレンス
原子力施設における遠2017 年11 月29-30 日

隔技術に関するカンファ
レンス

は、学生が参加しやすい基礎研究分野の拡充や研究支援システムの構築等の必要性を認識。
腐食予測や緩和の技術開発に必要とされる研究

富岡町

100 名

（学びの森）

課題に関して様々な意見が述べられるとともに、技術開発の難しさや重要性を認識。
国内外の専門家との意見交換を通じ、廃止措置・

楢葉町（楢葉遠隔技術開発センター）

60 名

災害対応に関する遠隔技術の重要性や難しさについて再認識。

放射性セシウムの陸域
2018 年3 月4 日

廃炉に関わる人材の確保・育成を進めるために

農林水産物に影響を及ぼす因子として、森林内で環境や生態系における

三春町

移行（第3 回国際セシウ（福島県環境創造センター）

ムワークショップ）100 名の放射性セシウムの動きや環境中の放射性セシ
ウムの移行パラメータが重要で、今後もそれらを詳細に評価していくことの必要性を認識。

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表 4-1 FRC 開催状況（2/2）
これまで、福島県内（富岡町:8 回、楢葉町:6 回、いわき市:5 回、三春町:1 回）、茨城県東海村（1 回）で計 21 回開催をした。（開催回数には付随する現場視察場所・回数は含めていない）
開催日

開催テーマ
廃棄物の分析技術開発2018 年6 月19-21 日

に関する研究カンファレ
ンス（FRCWM2018）

開催場所

参加人数

富岡町

224 名

（学びの森）

国内外の若手研究者がどのようなモチベーション

炉心溶融挙動の解明といわき市（LATOV）、

燃料破損現象に関する

楢葉町（J ヴィレッジ）のもと研究に取り組んでいるのか等、通常の国際
50 名2018 年10 月30-31 日

隔技術に関する国際カン
ファレンス
燃料デブリの性状把握2018 年11 月5 日

に関する研究カンファレ
ンス

会議ではあまり機会のない話題について意見交換することで、学生・若手研究者の人材ネットワー

国際セミナー
原子力施設における遠手研究者の積極的な参加、ポスター発表の場は、廃炉研究を進める上での大きな成果。

1F 事故の知見に基づく2018 年9 月18-20 日

成果
廃棄物の分析、性状把握の重要性を再認識。若

ク整備に貢献。
実地での試験訓練ができない環境に対応するロ

楢葉町（楢葉遠隔技術開発センター）

80 名

ボット等遠隔技術開発において、模擬環境が重要になることを認識。
1F の燃料デブリも含めて、各国における損傷燃

いわき市

50 名

（LATOV）

料や燃料デブリの取扱いという困難な課題に向けて、国際機関を通じた情報共有の重要性、国際的な連携の必要性を認識。

廃炉遠隔技術のための耐放射線化、運用技術及2018 年11 月26-27 日

び計測技術の高度化の展望に関する研究カンフ

議論を通じて 1F の廃止措置を促進するために遠

富岡町

330 名

（学びの森）

隔技術や耐放射線性デバイスの開発、放射線分
布の可視化技術の重要性について再認識。

ァレンス
福島廃炉研究に関する2019 年5 月24 日

国際ワークショップ（FDR2019）

2019 年7 月10-12 日

2019 年10 月17-18 日

2019 年10 月23-24 日

楢葉町

182 名

（J ヴィレッジ）

1F の廃炉とシビアアク

楢葉町

シデント研究のための材（J ヴィレッジ、楢葉遠隔技術開

料科学ワークショップ

発センター）、2019

いわき市（ハワイアンズ）

原子力水素安全に関す

富岡町

るワークショップ 2019

（ホテル蓬人館）

原子力施設における遠

楢葉町

隔技術

（楢葉遠隔技術開発センター）

事故解析、デブリ取出し戦略等の 5 つのトラックで議論し、廃炉の進展に向けて世界の英知を結集。
材料科学が事故進展解析やデブリ特性評価に果89 名たす役割に関するパネルセッションが開催され、今後の研究協力に向けた方向性を提示。
国内外の原子力水素安全に係わる専門家が、我45 名が国及び海外での取り組みの状況や最新の研究成果を紹介し、意見交換。

40 名

国内外の知見を共有するとともに、今後も協力を継続することを確認。

1F の主要コンポーネン
トの腐食に関するカンフ2019 年12 月9-11 日

腐食予測や緩和の技術開発に必要とされる研究ァレンス「30 年後の健全富岡町性を維持するための腐（学びの森）80 名

食課題とは」（FRC-

課題に関して様々な意見が述べられるとともに、事故炉特有の条件下での腐食予測の重要性と研究の必要性を再認識。

Corrosion2019）

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4.1.3 国内外の廃炉研究の強化を組織し、廃炉研究の実施や「廃炉基盤研究プ(1) 英知を結集した原子力科学技術・人材育成

ラットフォームの運営、FRC の開催等の取り組推進事業

みを進めてきた。その後、2017 年 4 月に CLADS

文部科学省では、「東京電力（株）福島第一原の中核拠点である「国際共同研究棟」の運用開

子力発電所の廃止措置等研究開発の加速プラン

始を踏まえ、国内外の大学等と CLADS の連携を（2014 年 6 月文部科学省）」等を踏まえ、2015

強化し、CLADS に期待される機能をさらに発揮

年度から「英知事業」を立ち上げ、「戦略的原子

していくこととなった。具体的には、2018 年度

力共同研究プログラム」、「廃炉加速化研究プロの新規採択課題から英知事業の実施主体を文部

クラム」及び「廃止措置研究・人材育成等強化

科学省から原子力機構に移行させ、原子力機構

プログラム」を推進してきた。具体的には、国とアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する

内外の英知を結集し、国内の原子力分野のみな

中長期的な研究開発・人材育成をより安定的からず様々な分野の知見や経験を、機関や分野のつ継続的に実施する体制を構築することとなっ壁を越え、国際共同研究も含めて緊密に融合・た。従来のプログラムは、①共通基盤型原子力連携させることにより、原子力の課題解決に資研究プログラム、②課題解決型廃炉研究プログする基礎的・基盤的研究や産学が連携した人材

ラム、③国際協力型廃炉研究プログラム、④研育成の取り組みが推進されてきた。

究人材育成型廃炉研究プログラム（2019 年度よ一方、原子力機構では、2015 年 4 月に CLADSり新設）の 4 つに再編された(図 4-5)。

図 4-5 英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業
CLADS は研究開発の企画・公募、人材育成等を実施する。この際、研究開発の戦略性の確保等の観点から、1F の廃炉現場のニーズに基づいた研究課題を設定するとともに、補助金業務運営に係る運営体制を敷き、大学等との連携強化を図る。

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期的な研究開発及び関連する活動を担う国際的(2) 国際協力研究
1F の廃止措置は、世界にも前例のない極めて技術的難易度の高い課題が山積しており、国内に通用する人材の育成（4.1.4 参照）等を行っている。

外の英知を結集して取り組まなければならない。

英知事業の国際協力研究としては、図 4-5 の

このため、CLADS を中核に、国内外の研究機枠組みで行われているところであるが、これら

関、大学、産業界を始めとする関係機関との連に限らず原子力機構が独自で取り組んでいる国携を図り、共通の課題に直面している原子力先

際協力を表 4-2 に示す。

進国の英知と経験を結集させるとともに、中長
表 4-2 主な国際協力
国
アメリカ
U.S.A.

相手機関

技術目標

LBNL

1F での三次元放射線可視化等、放射線イメージング技術を共同開発。

SNL

原子力機構の要素モデルを基に燃料破損・下部プレナム破損モデルの共同開発。

SRNL

燃料デブリ経年変化に及ぼす放射線分解等の影響評価に係わる基礎データの取得を計画。

イギリス

国立原子力研究所

水分を含む固体廃棄物の処理・保管・輸送・処分における水素発生評価手法及び発生する水素に関

UK

(NNL)

わるベント要件について、英国の知見を調査し、廃棄物分析計画へ反映。
照射済燃料を用いた BWR 制御棒共存条件での Cs などの放出試験データ拡充。FP 化学挙動の基礎知見を取得。

フランス

フランス原子力・代替エ

MCCI（溶融燃料-コンクリート反応）生成物の特性情報等を 1F のデブリ取出しへ反映するとともに廃Franceネルギー庁(CEA)

炉における燃料デブリの特性に精通した研究者の育成を図る。
大型MCCI 試験時の MCCI 生成物の生成形態や特性を 1F のデブリ性状の推定、デブリ取出し計画
等へ反映。

ベルギー

ベルギー原子力研究セBelgium

ンター (SCK・CEN)
フィンランド技術開発センフィンランドター(VTT)

Finlandヘルシンキ大学

破損燃料の取扱い、保管及び保管に関わる R＆D の知見をデブリの取扱い・保管作業等に反映。
水素再結合触媒を用いた水素濃度低減技術の整備による廃棄物の輸送・保管方策の検討、並びにFP 放出移行基礎実験及び解析による FP 化学挙動・分布評価に反映（研究員受け入れ）。
水素再結合触媒を用いた水素濃度低減技術の基盤整備を通して廃棄物の輸送・保管方策の検討に
反映。

ウクライナ

原子力安全問題研究所

Ukraine(ISP-NPP)

チェコ

チェコ原子力研究所/ジェコールドクルーシブル設備を用いた模擬デブリ凝固試験の実施。1F で想定される遅い凝固過程でCzech Rep.

シュ研究所 (NRI /CVR)の物理化学的な偏析に関する知見獲得。

国際機関

IAEA

チェルノブイリにおける燃料デブリに関する知見をデブリの保管作業等に反映。

各種燃料形態からの核種浸出メカニズムを把握し、損傷燃料の取扱いの知見をデブリの保管作業等に反映。
廃炉基盤研究における材料科学的な解析に活用できるように、国際熱力学データベースを整備する（TAF-ID）。1F 事故進展のシナリオ解析に基づき、1F のデブリ特性や FP 挙動の評価に材料科学

国際機関

OECD/NEA的な知見を提供（TCOFF：文科省の資金拠出型プロジェクト）。燃料デブリの分析に関する議論を通(Nuclear Science

じて、サンプリングや取出し作業の計画立案、作業安全の確保等について検討（PreADES）。

Committee)

備考：TCOFF 資金の一部を活用した国際研究基金の設立と、それを用いたロシア研究機関（NITI、
KRI）あるいはアカデミー（デルフト大、サンクトペテルブルク大）との研究協力（ロシアのデブリやFP に係る未公開データの入手、アカデミーの特殊設備を用いた FP 重要データの取得）。

TAD-ID：Thermodynamics of Advanced Fuels – International Database
TCOFF：Joint project on Thermodynamic Characterization Of Fuel debris and Fission products based on scenario analysis of severe accident progress at
Fukushima Daiichi NPSPreADES: Preparatory Study on Analysis of Fuel Debris

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基盤研究の課題リスト」の整備を行ってきた。

(3) 基礎・基盤研究の全体マップ
1F の廃炉プロジェクトを合理的に進めるた

それに加えて、前述のとおり英知事業とアカデ

めには、現在だけでなく将来も見据えて必要とミアとの連携を引き続き強化し、廃炉に資する考えられる重要な研究課題を実施時期と実施方

中長期的な研究開発・人材育成を、より安定的法とあわせて特定しなければならない。
従って、かつ継続的に実施する体制を構築した。

まず、現場のニーズ、研究のシーズのマッチン

これによって汚染水対策から放射性廃棄物のグを図り、プロジェクト全体を対象として手つ処理・処分・環境回復までの廃炉全体を俯瞰す

かずの重要な研究や埋もれている(気づかれてる「基礎・基盤研究の全体マップ」を整備し、いない)研究課題を掘り起こし、
重要な研究課題

それぞれの廃炉プロセスの中にあるニーズの相として提示する必要がある。

関を示すことで、基礎・基盤研究の解決すべき
課題を整理した（図 4-6）。

原子力機構では、これまでも「廃炉基盤研究
プラットフォーム」の中で、「廃炉に関する基礎・

大まかな廃炉作業の流れ

Preparation

Design

基礎基盤研究の追及により課題解決につながる
応用・実用研究開発により課題解決につながる
基礎基盤研究により知見が蓄積される基礎基盤研究により将来的に知見が得られる可能性がある

Action

廃炉を合理的に進めるための全体戦略（プロセスの全体最適、リスク管理、経済合理性）
使用済燃料プールからの燃料取り出し

燃料デブリ取り出し

炉内状況把握建屋内状況把握

燃料デブリの分別

作業環境の向上

構造健全性

現状把握
放射性物質の閉じ込め止める/冷やす/水素

放射性物質の閉じ込め（安定状態の維持）

取り出し

PCV/RPV/
建屋の解体
地下水・汚染水管

取り出し工法・システム

取り出し

汚染水対策

現状把握

戦略・リスク

水処理

廃棄物

理・抑制

構造健全性
解体廃棄物分別基準

除染

解体

現状把握

解体シナリオ

処理・処分・環境回復
棄物含む）

クリアランス

処分概念

処分

廃棄体検認

環境回復

環境動態

技術基盤研究輸送・保管・貯蔵廃棄物の減容化、廃棄体化

（燃料に由来するα核種が含まれる廃

遠隔技術
標準化

キャラクタリゼーション①（燃料に由来するα核種が含まれる廃棄物含む）

キャラクタリ

安全状態の維持

ゼーション②

輸送・保管・貯蔵可視化技術

測定・分析技術

リスク評価

耐放射線性

ナレッジマネジメント

社会的基盤研究○法整備 ○人材育成 ○地域共生 ○情報発信○持続可能性の確保 ○労働環境管理

図 4-6 福島第一原子力発電所廃炉のための『基礎・基盤研究の全体マップ』「基礎・基盤研究の全体マップ」は、汚染水対策から処理・処分・環境回復までの廃炉全体を俯瞰し、それぞれの廃炉プロセスの中にあるニーズの相関を示すことで、基礎・基盤研究の解決すべき課題を整理したものである。
1F の廃炉プロジェクトを合理的に進めるためには、現在だけでなく将来も見据えて必要と考えられる重要な研究課
題を実施時期とあわせて特定する必要がある。

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廃炉作業の進捗により、そのニーズやニーズの重要度は変化することから、継続的にこのマップを更新していく必要がある。
「基礎・基盤研究の全体マップ」の整備にあたっては、NDF の「6 つの重要研究開発課題」も考慮している。ここで、「6 つの重要研究開発課
題」とは①燃料デブリの経年変化プロセス等の解明②特殊環境下の腐食現象の解明③画期的なアプローチによる放射線計測技術④廃炉工程で発生する放射性飛散微粒子挙動の解明（αダスト対策を含む）⑤放射性物質による汚染機構の原理的解明⑥廃炉工程で発生する放射性物質の環境中動態評価であり、NDF の廃炉研究開発連携会議の下に設置された研究連携タスクフォース中間報告（2016 年 11 月）において抽出された、1F 廃炉に向けて戦略的かつ優先的に取り組むべき課題である。
また、NDF の廃炉研究開発連携会議において、これらの課題に関して、課題別分科会における議論も参考にしつつ、課題の背景、ニーズ側の問題意識、想定される研究のイメージなどを含め、研究開発を進めていく上での基本的方向性が示された。原子力機構は、この基本的方向性に沿って、燃料デブリの取り出し、放射性廃棄物の処理処分、事故進展シナリオの解明及び遠隔操作技術等に係る基礎・基盤的な研究開発に取り組んでおり、「基礎・基盤研究の全体マップ」との関連付けについては、図 4-7 のとおりとな
っている。

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図 4-7 基礎・基盤研究の全体マップと CLADS 研究との関連・位置付け
CLADS としては「基礎基盤研究の追求により課題解決につながる（青色評価）」と評価された課題の解決に資する研究を中心に推進している。

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4.1.4

中長期的な人材育成機能の強化と情報(2)NEST プロジェクト

発信機能の整備

優秀な若い世代の原子力科学技術への興味関(1)連携ラボ

心を高め、原子力科学技術に係る教育・人材育

英知事業のプログラムの中で、2019 年度から成のため、2016 年に OECD/NEA から「原子力教開始した研究人材育成型廃炉研究プログラムで育・スキル・技術（NEST：Nuclear Education,

は、原子力機構における人材派遣制度（クロスSkills and Technology）」の提案があり、2017

アポイントメント制度、博士研究員制度等）を

年に文部科学省は CLADS をハブとした国際的な活用して、大学と原子力機構の間に「連携ラボ」

人材育成への貢献を念頭に、NEST 活動に関すると呼ばれる共同研究室を構築し、緊密に連携し枠組みへの参加を表明した。
2019 年 2 月に NESTて研究を行っている（図 4-8）。

参加 10 か国ごとの指名された機関の署名（日本

これまでの委託研究と違い、委託研究者は原子力機構の組織の一員となるため、機構内の実は原子力機構が実施）により、NEST 活動に関する枠組み協定が発効された。

験設備等が活用できることになった。さらに、2019 年度の NEST 活動として、東京大学とと企業との連携を義務化したことで研究の実用性

もに計 5 名の海外の若手研究者を受入れ、遠隔を高めることとなった。

技術に関する最新の研究実習を行った。

加えて、この連携ラボは、福島県内に所在す

なお、2018 年度には、OECD/NEA からの依頼にるセンターのみならず、機構の各拠点（例えば基づき、パイロット版の NEST 活動として、国内

茨城県に所在する大洗研究所）も対象となって外の若手研究者計 9 名を受け入れている。

おり、福島研究開発部門を超えた原子力機構全体との連携へと繋がっている。

図 4-8 連携ラボの概要（研究人材育成型廃炉研究プログラム）
委託研究者は、原子力機構の一員として、原子力機構の設備等を使用することができる。

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JAEA-Review 2020-023(3)次世代イニシアティブ廃炉技術カンファレ

亘って提供することを目的として、国等の公的ンス（NDEC）

機関、学術機関及び研究機関等のウェブサイト

文部科学省が推進してきた英知事業の「廃止から発表された情報、及び学会等の口頭発表情措置研究・人材育成等強化プログラム」採択機報を幅広く収集・整理し、「福島原子力事故関連

関は、その事業の一環として、廃止措置に関係

情報アーカイブ」（FNAA）として提供している

する若手研究者が成果を発表する場を設け“次（2020 年 9 月現在で約 20 万件収録）。現在では世代イニシアティブ廃炉技術カンファレンス”

アクセスが困難となった情報も、国立国会図書を 2016 年度から開催してきた。

館が実施する「インターネット資料収集保存事

英知事業の実施主体が文部科学省から原子力業（WARP）」と連携することで同情報へのアクセ機構に移行したことから、今後は NDEC を廃炉基スが可能となっている。FNAA はインターネット

盤研究プラットフォームの事業の 1 つと位置づ上で公開しており、誰でも自由に利用することがけ、FRC は国内外の様々な分野の科学者、技術できる(図4-9、https://f-archive.jaea.go.jp/)。

者が集う専門的な場として、NDEC は若手研究者

また、「基礎・基盤研究の全体マップ」のニの人材育成の場として開催していく予定である。

ーズ詳細情報のページでは、関連する研究課題を示すとともに、その成果情報への紐付けを行っている。

(4)情報発信機能
原子力機構では、1F 情報及び事故からの環境回復に関する情報をインターネット上で将来に

図 4-9 福島原子力事故関連情報アーカイブ（FNAA）
様々な機関のウェブサイトから発信されたインターネット情報及び学会等の口頭発表情報をコンテンツの種類や分類、機関名等から検索できる。

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JAEA-Review 2020-023ては事故直後より「燃料デブリの性状把握・分4.2 廃止措置等に向けた研究開発の進捗
原子力機構では、1F の廃止措置等に向け、中析技術の開発」としてこのような多くの課題に

長期ロードマップに示される工程に沿って研究

ついて研究開発を実施してきたが、ここではそ開発を実施している。特に、NDF が策定する戦の中から次の 3 つの項目に関して述べる。

略プラン等の方針や、中長期的な視点での現場(1) 燃料デブリの性状推定

ニーズを踏まえつつ、①燃料デブリの性状把握・(2) 燃料デブリの処理・処分に関する検討

分析技術の開発、②放射性廃棄物の処理・処分、(3) 燃料デブリの分析技術開発③炉内状況の解明及び④遠隔技術等に係る基礎
基盤的な研究開発について、体制を整備すると(1) 燃料デブリの性状推定
1F の廃止措置においては、事故炉から安全か

ともに、人材の確保・育成も視野に入れ、着実

つ着実に燃料デブリを取り出すことが必要となに進めている。
これらの研究開発で得られた成果を活用してる。燃料デブリの取り出し工法や工具を検討す

廃止措置等の実用化技術を支えるとともに、廃る際に、対象となる燃料デブリの性状を適切に止措置等の工程を進捗させ得る代替技術等の提推定することが重要であるため、原子力機構で案に繋げることにより、1F の廃止措置等の安全は、事故直後より、この課題に取り組んだ。

かつ確実な実施に貢献する。さらに、専門的知

まず、原子力機構内における検討として、ス

見や技術情報の提供等により、NDF 等におけるリーマイル島原子力発電所 2 号炉(TMI-2)にお廃炉戦略の策定、研究開発の企画・推進等を支ける燃料デブリ取り出しの実績を調査し、どの援する。

ような工具が利用されたかを整理した（図 4-

廃止措置等に向けた研究開発の各進捗につい10）。工具の原理等から、利用された工具は概ね6 種類に分類され、これら工具の設計にあたりては、以下に概説する。

把握すべき燃料デブリの物性を整理した 4-1)。
4.2.1 燃料デブリの性状把握・分析技術の開発
中長期ロードマップでは、1F の廃炉に向けて、
1～3 号機で生成していると考えられている燃料デブリ（溶融等により著しく破損している燃料や構造材等の混合物）の取り出し作業が計画されており、取り出し作業の検討や使用する装置類の設計や開発において、その対象となる燃料デブリの特性を早期に推定する必要があった。

図 4-10 TMI-2 で利用された取り出し工具の分類

また同時に、取り出し時の放射性飛散微粒子

TMI-2 の燃料デブリ取り出しでは、種々の工具が利用されたが、概ね上記の 6 種類に分類できる。

挙動の解析や、プラント内線源・線量率分布評
価手法の開発、取り出した後の保管技術開発、一方、それと並行して、原子力機構において長期保管中の経年変化挙動の評価についても、は、熱力学平衡計算による燃料デブリの化学組重要性が指摘された。
こういった状況を踏まえ、原子力機構におい成の推定 4-2), 4-3)や模擬燃料デブリを用いた試験

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研究により、燃料デブリの性状に関する仮説をる。また、これらのデータやその解析結果を取立てるとともに、可能な範囲で推定を試みた。

りまとめるデータベースの整備にも着手してお生成が推定されるウラン（U）-ジルコニウム（Zr）

り、今後計画されている燃料デブリのサンプリ

混合酸化物の機械的性質評価

4-4)や、制御材である炭化ホウ素（B4C）と燃料、被覆管との反応生
成物の評価

ング・分析や中長期ロードマップの第 3 期以降の新たなニーズに対応する予定である。

4-5)、Pu 含有模擬燃料デブリの融点測定 4-6)等を実験室規模で試験するとともに、原子力機構の原子力科学研究所で保管されていた
TMI-2 の燃料デブリサンプルについて、改めて性状評価を行い、1F の燃料デブリの性状推定を進めた（図 4-11、4-12、4-13）。
また、1F 特有の事象として大きなトピックスであった溶融燃料とコンクリートとの反応（MCCI：Molten core concrete interaction）
による生成物に関しては、集光加熱試験装置を用いた小規模試験に加えて、フランス原子力・代替エネルギー庁（CEA：Commissariat à l’énergie
atomique et aux énergies alternatives）との

図 4-11 (U,Zr)O2 ビッカース硬さの組成依存性
燃料デブリの主成分と考えられている(U,Zr)O2 は Zr の比率が高くなると、硬さが大きくなる。

フレームワーク協定の下に新しく STC（Specific
Topics of cooperation）を締結し、2014 年からの人材派遣を含めた協力により、その性状について調査を行った。2016～17 年度には、CEA
カダラッシュの PLINIUS 施設において、1F の条件を考慮した大型 MCCI 試験を実施し、その試
験生成物を分析することにより、MCCI 生成物の性状に関して多くの知見を得ることができた（図 4-14）。
2018 年度以降は、格納容器内調査等によって格納容器内から得られたサンプルの分析や取り出し作業時に発生すると考えられる放射性微粒子の性状に関しての研究を進めている。このう

図 4-12 燃料デブリとして生成すると考えられる各相の微小硬さ

ち格納容器内調査等によって得られたサンプル

制御材である炭化ホウ素（B4C）との反応により生成すは燃料デブリそのものではないものの、U を含るホウ化物は、主成分と考えられる（U,Zr）O2 に比べて有する微粒子を含んでいることが明らかになっており、この微粒子を分析することで燃料デブリに関する多くの情報が獲得できると期待でき

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硬さの値が大きく、工具の摩耗等を促進しやすい。

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図 4-13 試験に利用した TMI-2 燃料デブリ
原子力機構で保管していた TMI-2 の燃料デブリサンプルのうち、上記のものを試験で利用し、性状推定に役立てた。

図 4-14 大型 MCCI 試験生成物の外観非常に堅く多層構造になるなど、取り出し作業を検討する上で多くの情報を入手することができた。

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考えられるシナリオについて、そのシナリオ(2) 燃料デブリの処理・処分に関する検討
取り出し後の燃料デブリをどうするかについ全体の比較評価を、放射性廃棄物発生量、技術て、選択・決定に関する議論を行い、その選択的成立性、社会的受容性、経済性等の観点から

肢や技術的成立性等を社会に示す必要があると実施し、その得失をまとめ、各シナリオの比較

考え、取り出し後の燃料デブリの処置に関する評価及び課題について一定の結論を得た 4-7)（図シナリオについて検討するとともに、各シナリ

4-15）
。

オに関するフィージビリティスタディを 2011年より実施した。

また、シナリオスタディと同時に、燃料デブリの最終的な扱いのオプションのひとつとして、

図 4-15 燃料デブリの処置シナリオの例
TMI-2 の事例等を参考に、日本の国情も考慮しながらシナリオ案を複数作成した。

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再処理技術の適用性に関して重点を置いた研究

れぞれ燃料デブリの分析に対して適用可能な見開発を実施した。特に、燃料デブリの処理技術通しが得られた。

における枢要技術として湿式法の場合は溶解、また、
燃料デブリの試験的取り出しが 2021 年

乾式法の場合は電解還元、塩素化溶解についてに着手され、段階的に取り出し規模が拡大され模擬デブリを用いた試験により、技術的な課題

る計画であることから、2019 年度において、燃があることを確認した。

料デブリに係る機構内の専門家を集めた検討作

2014 年度以降は、当時ニーズの高かった、取業部会を設置し、燃料デブリの分析について検り出し直後を想定した燃料デブリの乾燥プロセ討を行った。この検討作業部会では、廃炉作業

ス検討のための基礎データを取得し、IRID の収を安全かつ着実に進めるニーズの観点で、燃料納保管プロジェクトにおける検討に資する成果

デブリの取り出し、保障措置、保管管理、処理を得た 4-8)。

処分及び事故原因の究明において、どのような課題があるのか、
その課題を解決するためには、
燃料デブリについて何をどのように分析すれば(3) 燃料デブリの分析技術開発
燃料デブリの性状に関しては、取り出し作業

よいのかについて検討した。作業部会で得られを安全かつ着実に進めるために不可欠な情報でた成果は、大学、NDF、東京電力、IRID、NFD、あると考えられ、取り出し前あるいは取り出し

他の有識者で構成された分科会でレビューされ、開始以降、サンプリング・分析が行われ、可能機構外部の意見を取り込んだ上で、最終的に原な範囲でその性状を確認していくものと考えら

子力機構の報告書 4-9)として取りまとめた。

れる。燃料デブリは、従来の使用済燃料とは異

これらの成果は、実際に取り出される燃料デなり、溶融燃料に加えて、構造材やコンクリー

ブリの分析計画の検討において活用される見込ト等の多様な成分が含まれることが予想され、みである。

サンプリング・分析により有用な情報を遅滞なく提供するためには、前処理技術等を含めた燃(4) まとめ

料デブリの分析技術を事前に整備しておく必要

安全かつ着実な燃料デブリの取り出しに向けがある。そのため、2014 年度より燃料デブリのて、事故直後より、燃料デブリの性状推定や処分析技術開発を開始した。

理処分に関する検討、分析技術開発を実施してまずは、分析ニーズを IRID の関連プロジェク

きた。これまでは実際の燃料デブリにアクセス

ト等からヒアリングし、必要になると考えられできない状況であったが、今後は、燃料デブリ

る分析項目を明らかにするとともに、これらのの試験的取り出しが開始され実際の燃料デブリ

分析を合理的に実施するための分析フローを検の性状が確認できる段階になるとともに、その討した。

後に計画されている段階的な取り出し規模の拡

並行して、要素技術開発として、前処理とし大に向けて、より工学的な課題が明らかになるてのアルカリ融解法の検討や ICP-AES による主ため、これらに対応していく必要があると考え

要元素の分析、X 線 CT を用いた気孔率測定、る。

ICP-MS/MS を用いた多核種同時分析を行い、そ

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4.2.2 放射性廃棄物の処理・処分

ルデナイトに対する Cs 等の分配係数を提供し

1F 事故により、
1～3 号機原子炉の燃料が損傷た。

し、内蔵されていた放射性核種が放出され、原東京電力は、4 号機の南に位置する集中廃棄子炉施設のみならず周辺環境が広範に汚染した。

物処理建屋等に汚染水処理の設備を設置し、発電所内にあっては、汚染水対策等、周辺への2011 年 6 月から運用を開始した。当初、ゼオラ

放射性物質・核種の拡散抑制と線量率の低減がイトを用いる吸着、沈殿、逆浸透膜と蒸発濃縮急務であったが、付随する放射性廃棄物の管理の装置からなるシステムにより、水の循環を達（前処理、保管、処理、処分を含む）について成し、以後、吸着装置の増設や多核種除去設備

も、廃止措置等の完了までの間、長期・継続的(ALPS) の設置等の改良が重ねられている。

な取り組みが求められ、中長期ロードマップに原子力機構は、汚染水処理システムの構築に基づいて NDF が技術戦略プランを定めてきてい資するため、上述の 137Cs 等の吸着のほかにもフる。廃棄物対策は、燃料デブリ取り出しとともェロシアン化物沈殿 4-10)やチタン酸吸着 4-11)にに重要な技術戦略分野の一つとなっており、原よる除染プロセスを検討した。これらは東京電子力機構はこれに重点を置いて取り組んでいる。

力のシステムに採用されるには至らなかったが、検討においては、IRID 組合員として関係組織と後述する分析や廃棄物中の放射能量の推定にそ連携し、要素技術の開発に貢献するとともに東の経験が役立っている。

京電力のニーズに応えてきている。ここでは、汚染水対策に係る緊急的な分析・検討をはじめ、(2) 性状を把握するための分析

様々な固体廃棄物の性状を把握するための分析、

放射性廃棄物の管理方策を検討するためには安全な保管、処分のための固型化処理、将来の放射性核種による汚染の様子や廃棄物の性状を安全な処分などに係る研究開発の実績を紹介す把握する必要がある。原子力機構は、分析手法

る。

の開発や分析の実施に取り組んできた。
事故の発生後直ちに東京電力は汚染水と土壌(1)事故後の緊急的な分析・検討の採取を開始した。これらの試料はいずれも核燃

燃料中の放射性核種は、燃料冷却のために注料サイクル工学研究所に輸送して分析された 4-12)。

入された海水と淡水を含む地下滞留水に溶け込

汚染水は、原子炉建屋等の滞留水を分析し、137Cs、み、汚染水となり、原子炉建屋の地下に滞留し134た。このため、汚染水を汲み上げてこれを除染にし、スリーマイル島原子力発電所事故との挙する化学処理システムが必要となった。

動の比較がなされた。土壌は、3 か所を定点とスリーマイル島原子力発電所では、発生した

Cs とともに半減期の短い核種の濃度を明らかして採取し、変化の様子が調べられた。

汚染水には 137Cs や 90Sr の放射性核種が含まれ、放射性核種による汚染物は廃棄物としての取これを複数の種類のゼオライトを用いて除染しり扱い、管理方策を検討する必要がある。保管た。1F においても、同様の除染技術が必須になや処理のためには、主要な放射性核種とともにると考えられ、
日本原子力学会の有志は 2011 年

物質の性状が、また、処分の安全に関しては、

3 月22 日に除染の基礎データを収集するチーム

将来、処分を実施するときに重要となる可能性を発足させた。原子力機構もこれに協力し、モのある、長半減期の核種の挙動を知る必要があ

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る。そのような核種には、U や Pu 等のアクチノ
129

59

63

に所在する 5 つの分析施設、原子力機構の原子イド核種、 I 等の核分裂生成物、 Ni、 Ni 等

力科学研究所（バックエンド技術開発建家）、核の放射化生成物がある。分析に先立ち、分析方

燃料サイクル工学研究所（高レベル放射性物質

93

93

107

法が確立していなかった Zr、 Mo、 Pd 及び研究施設）、大洗研究所（照射燃料集合体試験施

126

Sn の分析法を開発し、順次実用に供した 4-13)。

設）、
ニュークリア・デベロップメント株式会社、

汚染した物質は多種多様であり、できるだけ

日本核燃料開発株式会社に輸送し、分析してい多くの種類の物質についてデータを得る必要がる。得られた分析データは、廃炉・汚染水対策ある。これまでに、原子炉建屋の内外で収集さチーム会合／事務局会議に報告し、その後、デれた瓦礫、土壌、植物、汚染水、汚染水処理にータベースに収録し、廃炉作業の促進に役立て伴い発生する二次廃棄物を試料として得て、分ている。

析してきた。試料は東京電力から提供を受ける① 汚染水

他に、原子力機構と IRID は発電所に赴き、試2020 年 4 月 9 日時点で汚染水は 1～4 号機建料を採取してきた。原子力機構は、原子炉建屋

屋と集中廃棄物処理建屋の地下にそれぞれ約

周辺から瓦礫を、発電所の全域から植物と土壌

9,700 m3、約 10,180 m3 が滞留している。汚染水を採取して分析に供した。分析試料は、茨城県

はその除染処理により二次廃棄物が発生し、ま図 4-16 汚染水試料に検出された核種の濃度の変化
表 4-3 除染処理がなされた汚染水と除去された 137Cs 放射能の量

発電所
福島第一
スリーマイル島

処理した汚染水量 (m3)
約 2,199,460
2,780*1 セシウム吸着装置使用済ベッセル。
*2 第二セシウム吸着装置使用済ベッセル。
*3 2014 年 8 月 12 日まで。

使用済み吸着材量
779 (基)*1
224 (基) *2
230 (L) ×10

- 60
60 -

137Cs 放射能 (PBq)

170 *1, 3
90 *2, 3
2.2

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た、上記建屋地下の汚染源ともなるため、放射処理の設備は、目的の核種を除去していること

性核種組成は重要な情報である。主な核種であが確認されている。汚染水の増加は、地下水バ

る 137Cs、90Sr や 3H とともに長半減期である 129I

イパス、サブドレン、陸側遮水壁等の対策によ

238と Pu も検出されており、図 4-16 に示すようり減じられており、発生量は約 200 m3/d で推に、濃度の時間に対する変化は、2013 年以後、移している。汚染水処理二次廃棄物は今後も発低下が緩やかになっている

4-14)

生するので、分析も継続していく。

。Pu の濃度は、③ 瓦礫、伐採木等

より上流にある原子炉格納容器（PCV:PrimaryContainer Vessel）内の水では高く、滞留水位

コンクリートや金属等の不燃物、難燃物や可を下げる上で考慮が必要である。汚染水の情報

燃物（使用済み保護衣を除く）が「瓦礫類」に

は、水処理二次廃棄物の含有する放射能量を推分類、保管管理されている。これらのうち、主定するために利用できる。セシウム吸着装置ににコンクリート系の物質を対象として分析してより除去された放射能は 2014 年 8 月までに約きた。原子炉建屋の内外で採取された瓦礫の分

260 PBq に達しており 4-15)、これは表 4-3 に示す

析データのうち、90Sr、129I と 238Pu 濃度の例を図ようにスリーマイル島原子力発電所事故の 100

4-17 に示すように、137Cs との相関がうかがわれ倍を超えている。

る。これは、様々な廃棄物の放射能を推定する② 汚染水処理時の二次廃棄物上で重要な知見である。瓦礫は、廃炉作業の進

汚染水処理により上述のゼオライト等の吸着展に伴い発生し、また、燃料デブリの取り出し

材や沈殿物が廃棄物として発生する。このようの作業が本格化すると、線量率がより高い廃棄な廃棄物は線量率が高いために試料の採取が難物の割合が高くなる。瓦礫の分析を継続し、デ

しく、分析の実績は限られているが、これまでータを蓄積していく。

に、除染装置のスラッジ、多核種除去設備の炭発電所構内の樹木は、設備や施設の設置のた4-16)

酸塩及び水酸化鉄スラリーを分析した。これ

めに順次伐採され、保管されている。2012 年にらは化学的に安定であるので、分析に先立ち、構内の各所からマツ等の試料を採取し、一部をγ 線測定準備としての Cs 核種分離、β 及び α分析した。マツの枝葉、落葉、表土・腐葉土を線測定のために、吸着材や沈殿を分解する方法

採取し、Cs 核種の濃度を比べると、枝葉に対しを確立した。得られたデータによって、汚染水て落葉や表土（腐葉土を含む場合がある）で高

1000
103

3号機
3号機

1
1010

10-4

10-6

‐1
100.1

2号機
2号機

2号機
2号機

1000
103

3号機
3号機

90Srの放射能濃度(Bq/g)

2号機
2号機
129Iの放射能濃度(Bq/g)

238Puの放射能濃度(Bq/g)

1号機
1号機

1号機
1号機

1号機
1号機
1000
103

1
1010

‐1
100.1

3号機
3号機
10
101

‐1
10
0.1

10-2

（白抜きは検出下限値）

10-8
0.001
10‐3
1010

2 2
1010
100

104 104
10000

137Csの放射能濃度(Bq/g)

1000000
106

10-4
0.001
10‐3
1010

（白抜きは検出下限値）
2 2
10
10
100

10-4

10-6
104
10000

137Csの放射能濃度(Bq/g)

106
1000000

0.001
10‐3

（白抜きは検出下限値）

10
10

102
100

104
10000

137Csの放射能濃度(Bq/g)

図 4-17 原子炉建屋内で採取された瓦礫試料に検出された核種の濃度（137Cs に対するプロット）

- 61
61 -

106
1000000

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い傾向にあった。これは事故当初、汚染した枝基づいて設定し、放射能量を計算する。年々蓄

葉等が木の根元に集積し、Cs 核種も移行した結積している分析データを反映し、推定の確から

果と考えられた。核種に関しては、原子炉建屋

しさを高めてきている。また、事故廃棄物のキ

137

90

3

14

の近傍の樹木からは Cs、 Sr の他に H、 C、ャラクタリゼーション技術の検討に関して、79OECD の取り組みに参画している。

Se が検出された。また、一部の試料から Pu 核
–3種が検出され、その濃度は 10 Bq/g 程度であ(3) 安全な保管（汚染水処理時の二次廃棄物）

り環境のフォールアウト相当であった。
土壌に関しては、汚染した土壌は既に集積さ廃棄物処理・処分の方策が定められるまでのれ、また、敷地内の舗装（フェーシング）の処

間、廃棄物を安全に保管することとなる。保管置も進んでおり、当初に汚染された土壌の露出が長期にわたる場合に備え、安全保管のための面積は減じられている。137Cs、90Sr、Pu や Am 核技術の検討が必要である。
技術戦略プランでは、種の濃度から、汚染核種の組成は発電所敷地外

リスク源として、汚染水処理の二次廃棄物と瓦側の土壌や、原子炉建屋内外の瓦礫に似ている礫等が挙げられており、前者が潜在的な影響とことがわかってきた。

管理上の重要性の観点から高いリスクレベルに④ 処分技術検討のための分析分類されている。原子力機構は、ゼオライトを

廃棄物の処分技術は、現在保管管理されてい内蔵するセシウム吸着塔や多核種除去設備スラる廃棄物とともに、将来発生する物を含めた全リーを対象として、放射線に起因する水素生成てを対象として検討する必要がある。NDF の技の影響や材料の健全性を検討し、東京電力の講術戦略プランでは、分析データに基づいて様々ずる措置に協力してきている。

な廃棄物の放射能含有量（インベントリ）を解

セシウム吸着装置の使用済み吸着塔（ベッセ析的に推定する方針が示されている。原子力機

ル）には、134Cs、137Cs を吸着した（最近では 90Sr

構は、電力中央研究所と協力して解析的なモデも含んでいる）ゼオライトが内包され、表 4-3ルを開発している 4-17)。モデルは、汚染源（ソーに示すように、
これまで 1,000 基以上が発生し、スターム）から種々の廃棄物に放射能を分配す

保管されている。保管にあたっては予め水が抜るものであり、放射性核種の挙動を考慮するパ

かれるが、構造上底部に一部が残ること、ゼオ

ラメータ（移行の割合）を文献や分析データにライト自体が吸湿性であり本質的に水分を含有

図 4-18 実物の吸着塔における Cs の吸着分布 （左 試験装置、右 実験及び計算により求めた Cs 吸着分布）

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しやすいことから、ベッセルには水が残留する。

(4) 処分のための固型化処理

ベッセル内では、放射性セシウムからのβ線及放射性廃棄物は、その特性に応じて、固型化

びγ線により水が分解して水素 (H2) が発生す

（廃棄体化）の処理を施した上で、所定の処分る。ベッセル内の水と放射性セシウムの分布を場に定置、処分される。1F では、植物や土壌等、

図 4-18 に示す実験により求めてモデル化する

通常の原子炉施設では放射性廃棄物とはならなとともに、ベッセル内部の水素のふるまいを熱い物・物質が、汚染して放射性廃棄物となって流動計算により推定した 4-18)。結果として、水素いる。また、汚染水処理により、汚染水に含まはベント管を通じて外部へと移行し、水と放射れる核種を化学的に除去することにより、吸着能の量を最大に見積もった場合にあっても、水材や沈殿物等の二次廃棄物が発生している。こ

素濃度は爆発限界に入らないことを結論した。

れには 134Cs、137Cs や 90Sr 等の放射性核種が高濃

また、材料の健全性に関しては、中間的に生成度に含まれるとともに、化学的に多様な性状のする過酸化水素をゼオライトが分解し、材料のものが湿潤状態で保管されていることなどから、腐食を抑制する効果をもたらすことなどを見出

それらの処理技術を優先的に検討する必要があ

し

4-19)

、保管中に材料の健全性が保たれる見通る。

しが示唆された。また、放射性セシウムの発す

従来の廃棄体化の方法としてはセメント固化

る熱により水がベッセル内で蒸発し分布が変化とガラス固化が代表的であり、それぞれ低放射する挙動についての検討を進めている。

性、高放射性の廃棄物に適用されている。セメ

多核種除去設備にて生成される炭酸塩及び水

ント固化は処理操作が比較的容易であり、安価

酸化鉄のスラリーは、高性能容器 (HIC) に入である一方、水を含むため放射能濃度（比放射れて保管される。2014 年 10 から 11 月に 16 基

能）の高い廃棄物では、放射線分解により水素の HIC 上部に溢れた上澄み水が発見された。漏等の気体を生ずることから適用しにくい。ガラ

洩防止のために、東京電力は HIC から上澄み水

ス固化は、ガラスのマトリックスに放射性核種を抜き出す処置を施している。これに対して、を保持できることが特長であるが、様々な化学水が溢れた原因を実験的に調べており、これま的性状の廃棄物を高温処理する必要がある。汚でに、放射線分解による水素がスラリー層に気染水処理二次廃棄物に含まれる Cs は比較的低泡として保持され、これが成長して水位を押し温で揮発しやすいため、ガラス固化処理を適用上げる機構が考えられ、その条件を詳細に検討する場合にはその閉じ込めと遮へいの対策が必している。

要になるとともに、制御可能な温度で溶融可能なように廃棄物ごとに適切な混合組成を求める

図 4-19 汚染水処理による二次廃棄物の試験固化体の例

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必要がある。これら処理技術に加えて、アルカされる。この際には、その特性を踏まえた多面

リ活性材料（AAM、しばしばジオポリマーと呼ば的な評価に基づき、
図 4-20 に示すような固化可れる）による固化はセメントと同様に常温付近能な技術を見出す評価の方法論の整備が重要とでの処理が可能であることに加えて、ガラスになる。これに向けて現在は、技術的成熟度の観近い構造を有するため、より水分の少ない固化点等から、セメント固化、ガラス固化（溶融固体を得られる可能性が高いことから、近年注目化含む）及びジオポリマー固化技術を対象に、を集めている。

多様な廃棄物を前提とした、様々な評価の尺度

汚染水処理二次廃棄物に適用可能な固化処理に関する検討を進めている。

技術を見出すために、まずは様々な処理技術についての既存の情報を整理し技術カタログを整(5) 将来の安全な処分に向けての検討

理 4-20)するとともに、基本的な固化可能性を確

廃棄物の処分方法は、従来、含有する放射能認するための種々の固型化材料を用いた基礎試

や主たる核種の特徴に応じて、浅地中（トレン験を行った。廃棄物を充填する割合や操作条件

チ、ピット）処分、中深度処分、地層処分に区をパラメータとして、
図 4-19 に示すように固化分され、適用されている。1F では事故に伴い運体を製作し、その基礎的な性質を調べ適用可能

転中の核燃料が溶融し、揮発性及び低沸点の放性のある技術があることを確認した。

射性核種は気体とともに、水溶性の核種は溶融

固化処理技術は、目的とする廃棄物との相性

燃料の冷却水に溶出し、それらとともに拡散しの他にも、処分場の設計や、処理設備を設置、たため、汚染の様態が従来の放射性廃棄物と異運転する上での合理性等を考慮し、総合的に判なることが想定される。これら廃棄物の処分に断、決定する必要がある。今後は汚染水処理二

対しては、上記区分への適合性を改めて調べる

次廃棄物のほか、今後の廃炉工程に応じて、保必要がある。そこで、分析によって長半減期核管時のリスク低減等の観点等から、早期に固型種を中心とした放射性核種の汚染状況や含まれ化する必要がある廃棄物も発生することが想定る化学物質等を把握した上で、処分区分の評価

図 4-20 適用可能な固化処理技術を抽出する方法論のイメージ図

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1E+1

Kd [m3/kg]

y = 0.0179x-0.49
1E+0
1E-1

1E-2

1E-3
1E-4

1E-3

1E-2

1E-1

Na4[Fe(CN)6] concentration [mol/L]

図 4-21 化学物質による放射性核種の吸着分配係数への影響に関する実験例（左 エチレンジアミン四酢酸 (EDTA) と Am・Eu、右 ヘキサシアノ鉄と Np）

や処分場の設計等を検討している。これら検討に実験的に調べている。

においては、従来の廃棄物には含まれていなか

他にも、処分場からの放射性セシウムの拡散った物質が共存することにより、処分した放射を抑制する材料や、地中での放射性核種の 3 次

性核種が遠い将来に容易に拡散する可能性を考

元拡散を模擬するための計算技術等の検討を進慮する必要がある。

めている。

このため、まずは様々な既往情報を調査した
上で、そのような影響を及ぼす可能性のある物(6) まとめ質とその影響プロセスや、影響が発現する閾値

廃棄物の問題に対しては、廃止措置の進展とと度合い及び影響度を評価する方法等について

ともに長期間にわたって継続的に取り組むこと整理した。結果として直接的な影響と影響度合となる。技術課題としては、事業者である東京

いが明確になっている物質は限られていること電力が抱える緊急性の高い事象から、将来に備がわかった。

えるための基礎的な課題までそのスペクトルは

そこで、1F で発生する廃棄物の発生状況等から、それらに含まれると想定される物質を整理幅広い。これらに対して柔軟に取り組めるよう進めていく。

した。そのうち影響があるとされ、かつ共通的

中長期ロードマップでは、廃棄物の性状を把に含まれると想定される有機物、津波や冷却水握するために分析試料の増加や、早期に安定化、として利用された海水成分及び臨界防止のため固化を必要とする廃棄物に関してその処理方法に注入されたホウ酸水と、共通性は高くないもを選定する手法の開発が求められている。これのの検討の優先度が比較的高いと想定される汚らとともに、廃棄物が含有する放射能量（イン

染水処理二次廃棄物として含まれる若しくは合ベントリ）を確率論的に推定する技術の開発、成されたフェロシアン化合物、硫酸塩及び炭酸

これとよく接続する処分安全の評価手法の導入

塩の 6 種類を検討対象物質として抽出した。こや、有害物と放射性核種をともに含む廃棄物のれら物質の処分場を構成するセメント系材料と取り扱い技術に取り組んでいく。

ベントナイト系材料である人工バリア材への定
量的な、影響の度合いを図 4-21 に例を示すよう

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4.2.3 炉内状況の解明(1) 1F 炉内状況把握に向けた取り組み
1F の廃止措置を進めるにあたり、原子炉内の燃料デブリや核分裂生成物等の状況を推定・把握することが必要であった。（燃料デブリの特性把握については、4.2.1 参照）しかし、事故後の原子炉建屋内は高線量下にあって内部を直接観察することが困難であり、特に、原子炉圧力容器（RPV：Reactor Pressure Vessel）やPCV内の状況を把握することは容易ではなかった。また、1F の1～3 号機は、津波で直流電源を喪失
図 4-22 2 号機炉内状況推定図（全体）4-20)

したことで原子炉プラントの様々な計測データ

RPV 及び PCV 内部に、どのような物質がどの程度堆の取得が困難となったため、事故進展そのもの積しているか、構造物はどのように破損しているに関する情報も不足していた。このような事故

か、等について、専門家チームの検討結果を、号機時の情報の不足を補う上では、スリーマイル島

ごとに取りまとめ、公開した。

原子力発電所（TMI-2）事故の経験やこれを踏ムによる総合評価を行い、事故炉心内部の状況

まえた模擬試験等の知見を活かしたシビアアク

推定図や核分裂生成物（FP: Fission Products）

シデント（SA）解析コードによる解析・評価がの分布推定図を取りまとめ、燃料デブリ取出し有効と考えられた。しかし、1F は沸騰水型軽工法の確定（2018年）のための重要な成果物と水炉（BWR: Boiling Water Rector）であり、加圧して提供した。それ以降の内部調査の結果等も

水型軽水炉（PWR: Pressurized Water Reactor）

集約しつつ、炉内状況推定図やFP分布推定図はのTMI-2と比べて、炉心内の燃料集合体やRPV下

現在も活用されている。図4-22には2号機の炉部のプレナムと言われる部分の構造や配置が複内状況推定図を一例として示す。

雑であることなどにより、解析の不確かさが大きいという課題があった。

(2) BWR 炉心に固有の課題の検討

そこで、原子力機構を中心にして、東京電力、

炉内状況推定図を取りまとめるために、BWR

エネルギー総合工学研究所、プラントメーカー、の事故進展に固有の課題を解決する必要があっ大学が連携して、経済産業省資源エネルギー庁

た。本項では、原子力機構が取り組んだ主な課の「廃炉・汚染水対策事業費補助金（総合的な題について紹介する。

炉内状況把握の高度化）」プロジェクト（2016年から2017年）に取り組んだ。プロジェクトで① 模擬燃料集合体の破損・溶融試験は、1F の現場で取得された貴重なデータ（事2015年から2018年にかけて、BWR の燃料集合

故時プラントデータ、PCV内部調査データ、PCV

体構造を模擬した模擬試験体を高温のプラズマ内の堆積物分析データ等）の分析や、BWR炉心で加熱し、炉心物質の崩壊・溶融・移行挙動をに固有の課題に関する検証試験や解析を実施し把握するための模擬試験とその解析を実施したた。そこで得られた知見に基づいて専門家チー（図4-23）。この試験では、これまでのBWR 体

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系を模擬した試験の多くで達成できなかった酸のタイミングと炉心エネルギーの関係を調べる

化物燃料の溶融温度以上の加熱をプラズマ加熱

ために、プラントデータが比較的多く取得され法で実現することで、1F 事故を模擬した条件ている 2 号機と 3 号機について解析を実施した。

での軸方向の炉心物質移行を再現した。試験結その結果、2 号機では炉心が空焚きになって果から、高温化した炉心燃料は部分的に閉塞をから約 4 時間後に下部プレナムへの燃料移行が形成するものの、燃料の溶融温度近くまで柱状生じたと考えられるのに対し、3 号機では約 10の形状を保つこと、従って、高温まで水蒸気等

時間後と大きな差があることが示された。図4-のガスの透過性を有することが明らかとなった。

24に、原子力機構で実施した検討で予想した空BWRでの事故時のガス透過性は、SA解析コード

焚き開始のタイミングと燃料崩落のタイミング

での大きな不確かさ要因となっていたが、今回を示す。さらに、様々な SA 解析コードで評価の試験で得られた知見等を用いて、国際的なSA

した空焚き開始からの炉心エネルギーの増加量

解析コードMAAPにデブリふるまいに関する新たの最確値を評価したところ、3 号機の炉心崩落なモデルが組み込まれ、解析精度が大きく改善

時点での炉心エネルギーは 2 号機の約 1.5 倍あされた。

ったことが明らかとなった。図 4-25 に、炉心エネルギーの評価結果を示す。
これらの解析により、下部プレナムに移行した燃料物質は、2 号機では相当割合が未溶融で粒子状であったのに対して、3 号機では相当割合が溶融していたと推定された。この堆積状態の違いは、RPV の破損状態の違いにも影響を与えたと推定され、現在評価を進めている。

図 4-23 2 号機炉内状況推定図（局所） 4-21)(a)模擬燃料集合体のプラズマ加熱試験の様子と(b)試験後の模擬破損燃料の概観。高温加熱後に、燃料が柱状を維持していることが確認できる。

図 4-24 炉心露出、減圧、燃料崩落の予測結果② 燃料崩落時の炉心エネルギーの評価
国内外で実施された 1F 事故の解析により、事故時のプラントデータを分析し、プラズマ加熱試
験等で新たに取得した知見も加味して、炉心露出、号機ごとの注水条件の違いによって事故の途中

減圧、燃料崩落等のタイミングの最確値を評価し段階での炉心エネルギー（崩落した燃料の有すた。図中で RPV 圧力、D/W 圧力、S/C 圧力は、それぞる熱量）に差がある可能性が高いことが次第にわかってきた。そこで、炉心溶融や RPV 減圧等

- 67
67 -

れ原子炉圧力容器、原子炉格納容器のドライウェルとサプレッションチャンバーの圧力変化を、時系列に沿って示す。

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図 4-25 炉心エネルギーの評価結果
様々な SA 解析コードの解析結果を分析し、2 号機と3 号機での、炉心露出開始から燃料崩落・下部プレ
図 4-26 制御棒ブレード破損試験装置と模擬制御

ナムへの移動時点までの炉心エネルギーの増加を評

棒ブレード試験体の外観 4-22, 4-23)

価した。3 号機では 2 号機の約 1.5 倍の熱エネルギ

LEISAN 試験装置内に設置した模擬制御棒ブレードのーを有した炉心が崩落したと推定される。

試験前後の様子を示す。

③ BWR 制御棒ブレードの崩落試験融・崩落が促進されるのに対し、水蒸気流量が上で示したプラントデータから、号機ごとに、スクラム後から炉心露出開始、さらに水位低下を経た空焚きに至るまでの時間に差があること、多い場合には、チャンネルボックス上に形成される酸化膜により、溶融・崩落が抑制されることが示された 4-22)。

また、2 号機では炉心露出と RPV 減圧のタイミ
ングが重なり、水蒸気の少ない条件で空焚きされた可能性が高いことなどが予想された。これ
らは、炉心崩落の初期に発生する制御棒ブレー
ドの溶融・崩落にも大きく影響したと予想された。溶融・崩落した制御棒ブレードは炉心下部での閉塞や金属溶融物の下部プレナムへの移行を引き起こし、それ以降の炉心溶融進展に大き

また、比較的水蒸気が少ない条件で炉心溶融したと推定されている 2 号機の事故進展過程（温度と水蒸気流量）を模擬した試験では、実機条件では、通常運転時にチャンネルボックス
表面に形成されていると考えられる数 10 m の酸化膜を予め付加した試験を行った。この場合にも、制御棒ブレードの溶融・崩落が抑制されることが確認された（図 4-26）4-23)。

く影響する可能性が考えられた。それらの影響を把握するために、昇温速度や水蒸気流量を制御し、軸方向に温度分布を付加しつつ、試験中にその場で破損挙動を観察しながら高温加熱試
験を実施できる、国内外に類を見ない試験装置(LEISAN)を、福島県富岡町にある廃炉環境国際共同研究センター多目的試験棟内に整備した（図 4-26）。

これらの結果から、水蒸気が少ない 2 号機の条件でも制御棒ブレードとチャンネルボックスの溶融・崩落はある程度抑制され、固体と液体が混合した状態で崩落した可能性が高いことが示された。このことは、事故初期に制御棒溶
融・崩落物による炉心下部の完全な閉塞が起こりにくかったことを示唆している。現在、溶融・崩落を抑制する酸化膜厚の閾値の評価を進

比較的速い昇温速度で水蒸気流量の差を見ためている。

試験を行った結果、水蒸気流量が少ない場合には、制御棒ブレードとチャンネルボックスの溶

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68 -

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JAEA-Review 2020-023(3) RPVからの燃料デブリ流出と堆積挙動に着3/15 の 8:30～11:20 の時間帯に移行したと推定

目した新たな研究した。3 号機では、3/14 0:00～7:00 の D/W 圧力

1Fでは、溶融した燃料の一部あるいは大部分

上昇は燃料デブリが徐々にペデスタル移行する

が RPV を破ってペデスタル領域に落下し燃料デことで生じたことに対応していると推定した。

ブリとして堆積したと考えられている。その特3 号機では、ペデスタルへの燃料デブリ移行に性を把握するためには、燃料デブリの移行と堆比較的長い時間がかかったと推定されることか

積過程、さらには凝固過程の情報が重要となる。

ら、デブリは主に固相または流動性の低い固体

そこで、原子力機構では、事故時プラントデーと液体の混合状態であったことが示唆された。

タの分析と、模擬試験や解析により、燃料デブ

一方、1 号機では移行時間が短く、液相で移行

リ移行タイミングと RPV 破損メカニズムの評価した可能性が考えられる。2 号機では、内部調を継続している。

査により、ペデスタルへの流出デブリの量は少ないことがわかっているが、その移行時間は比較的長いと推定された。このような移行挙動の① 燃料デブリのペデスタル移行挙動の評価
図 4-27 に各ユニットについて推定した燃料デブリの格納容器ペデスタル領域（圧力容器下

違いは、ペデスタル領域での燃料デブリの堆積状態に影響したと考えられる。

部の空間）への移行時間帯を示す。1 号機では、3/12 6:05 から 6:30 の間に D/W 圧が上昇し、以② デブリ凝固挙動に着目した最近の研究

後水位計指示値の変化は D/W 領域内の高温化を1F事故では、燃料、制御棒、構造材等の炉心示唆していることから、この時点で燃料デブリ

物質が、炉心部で溶融して下部プレナムに落下のペデスタル移行が生じたと推定した。2 号機

し、そこで、一旦冷却された後に、崩壊熱で再では、現場で観測された白煙、正門付近で観測

溶融したと考えられる。さらに、下部プレナム

された放射線量率、ライブカメラの映像等からで再溶融した物質は、号機ごとに異なったシナ
リオで、一部は下部ヘッドにおいて凝固、一部は RPV を破損してペデスタルに移行したと推定される。この際、従来の模擬試験結果に基づいて、下部プレナムでは溶融金属層と溶融酸化物
層等の 2～3 層からなる成層化を起こして溶融すると推定される。この溶融物は、冷却条件によっては、非常に遅い過程で凝固する可能性が示唆された。凝固過程では、一般に、成分や相図 4-27 1～3 号機における燃料デブリの主要なペデスタル移行時間帯の推定結果の偏析が起こるが、冷却速度の違いは偏析傾向に大きく影響する。U や Pu 等の燃料成分、被覆

1 号機では、比較的短時間で RPV からペデスタルに

管酸化物、ガドリニウム（Gd）等の中性子吸収

溶融炉心が崩落・移行したのに対し、2,3 号機で物質、FP、構造材等の偏析は、燃料デブリの特は、崩落・移行に数時間かかった可能性が検討され性に大きく影響することから、原子力機構ではている。この違いは、堆積している燃料デブリの特性に大きく影響した可能性がある。

模擬燃料デブリの凝固試験とその解析を進めて

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いる。
模擬試験では、チェコのジェシュ研究所と共同で、U 酸化物や Gd 酸化物、及び、鉄や Zr の酸化物を混合溶融させ、1 号機の事故条件を模擬したゆっくりとした冷却速度で、成分偏析を調査した。その結果、燃料デブリの臨界安全評
価に重要となる Gd や鉄は、初期凝固部と最終凝固部にそれぞれ濃縮される傾向があることがわかった。この偏析挙動を評価できる偏析挙動
モデルを東北大学との共同で整備し、現在、1F事故の条件で、どの程度の成分偏析が起こったのかの解析を進めている。
(4) まとめ
炉内状況把握は、燃料デブリ取出しにおいて羅針盤としての役割を期待される重要な研究分野である。原子力機構では、東京電力等との協力によって整備した炉内状況推定図を、1F の現場で得られる新たな知見等を活用して随時高精度化していくと共に、現在、この分野で重要課題となっているRPV下部ヘッドの破損メカニ
ズムと燃料デブリの堆積・凝固状態の解明に向けた研究開発を進めている。

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4.2.4 遠隔技術に関する研究開発

その場分析技術といった遠隔計測・分析技術の(1) はじめに開発研究を行ってきた。

1F 事故によって飛散・沈着した放射性物質の分布を把握することは、作業員の被ばく線量の(2) 放射性物質の 3 次元可視化技術の開発

低減や、作業計画を立案する上で重要である。

① 作業現場の汚染状況の把握

1F の建屋内では床面や壁、天井、機器、瓦礫等飛散した放射性物質による汚染の分布を測定の様々な物体に放射性物質が付着しており、汚するための装置として、目に見えない放射性物

染箇所が 3 次元的に存在している。また、建屋質を可視化できるガンマカメラという放射線測内には線量率が高いために作業員の侵入が難し定器が選択肢の一つとして有望視されている。

い、もしくは長時間作業が実施できないといっ

しかし、従来のガンマカメラは数 kg～数十 kg

たエリアも多く存在する。このような高線量率と重いため、廃炉現場での活用は容易ではなか環境において、汚染の分布を遠隔で測定可能とった。

するためには、放射性物質の 3 次元的な可視化

そこで、原子力機構は、早稲田大学と浜松ホが可能な放射線検出器と、3 次元空間の把握及トニクス株式会社が共同開発したコンプトンカ

び自己位置認識が可能な遠隔操作による移動体

メラ（ガンマカメラの一種）をベースに、空間とを組み合わせた放射線の遠隔計測技術開発が線量率が高い現場でも持ち込みやすく、ドロー

不可欠となる。

ンやクローラーロボットといった遠隔機器にも一方、炉内においては、事故により溶融した搭載可能なように、1 ㎏以下の小型軽量化した

核燃料物質と構造材などが混在した燃料デブリ

コンプトンカメラを製作した（図 4-28）。小型が形成され、これらが圧力容器内部及び格納容化を達成したことにより、従来のガンマカメラ

器底部に存在しており、廃炉を進めるためには、では大きな遮へい体が必要となる高線量率環境

これらを取出し、安定的に保管・処分しなけれにおいても、遮へい体を小さくし、可搬性を保ばならない。燃料デブリの炉内からの取り出しったまま測定を行うことが可能となった。

作業等を安全かつ効率的に推進するためには、

このコンプトンカメラを用いて、東京電力の採取試料あるいは炉内のその場で燃料デブリ等協力のもと、1F の 3 号機タービン建屋内通路での素性を把握するスクリーニング分析が求められることから、線量率が極めて高い環境・試料を対象とした簡便・迅速な遠隔分析技術開発が不可欠となっている。
これらに対応するため、原子力機構は、2017
年から CLADS に遠隔技術ディビジョンを設け、1F の建屋内部に飛散したγ核種を対象とした放射性物質の 3 次元的可視化技術、α核種の迅
速検出・可視化技術、カメラ映像等から移動体の自己位置認識を可能とする 3 次元立体復元技
術、レーザー光を活用した燃料デブリ等の遠隔

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図 4-28 小型軽量コンプトンカメラ

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汚染分布の測定試験を実施した。その結果、空② 遠隔ロボットを用いた放射線イメージング

間線量率が 0.4～0.5 mSv/h の比較的高線量率

測定
1F の廃止措置作業の計画立案においては、作の作業環境において、表面線量率が最大3.5 mSv/h程度の局所的な汚染源の撮影に成功した

4-23)

業員の被ばくを抑制するために、原子炉建屋内。

のホットスポット等の放射性物質分布に関する正確な情報が必要である。しかし、建屋内の高い線量率や現場に散乱した瓦礫・機器等が障害となり、人間による放射性物質の分布の測定は困難であった。
こうした中、原子力機構では、小型軽量化に成功した「コンプトンカメラ」をロボットに搭載し、遠隔で建屋内のホットスポットを検知した。更に、作業場所の写真を組み合わせて建屋
内部の 3 次元モデルを仮想空間上に構築し、コ
図 4-29 1F タービン建屋内での汚染箇所の特定

ンプトンカメラで捉えたホットスポットのイメ

図 4-29 は、
光学カメラで取得した測定現場のージと統合することによって、肉眼では直視で写真に得られた汚染分布のイメージを重ねて放きない汚染状況を立体的に把握することを可能

137

射性物質（主として Cs）を可視化したものでとした。

あり、測定の所要時間は 1 分未満と短時間であこれらの成果により、建屋内に人間が立ち入った。さらに、レーザー光を利用した測域センることなく、作業員の被ばく量を最小にする作サーを用いて測定現場の 3 次元モデルデータを

業計画の詳細な検討や事前訓練等が実現できる

取得し、ここにコンプトンカメラで取得した汚可能性が拓かれた。

染分布のイメージを重ねることにより、汚染分
布を 3 次元的に描画することにも成功した。
また、東京電力社員が装置を操作して、3 号機原子炉建屋内部のホットスポット調査を実施した。

図 4-30 ドローンに搭載したコンプトンカメラと 3 次元

このような技術によって作成することが可能

位置測定センサー(3D-LiDAR)

な汚染分布図は、実環境の寸法や外観を反映していることから、作業員が汚染源の在りかをこの分布図を用いて視認することにより、注意喚
起に伴う被ばく線量の低減や、除染計画の立案に役立つものと考えており、作業現場に本格的に導入するための改造を進めている。
図 4-31 帰還困難区域での測定結果

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さらに、コンプトンカメラは小型軽量である
ことから、ドローン等の無人飛行体にも搭載でImaging System-Vehicle：以下「iRIS-V」という）を開発した（図 4-32）。

きる（図 4-30）4-24)。原子力機構では、福島県内

これまでのコンプトンカメラでは装置の前方の帰還困難区域でコンプトンカメラをドローン

しか測定できなかったことから、小型コンプトに搭載して飛行させ、動きながらでも放射線源

ンカメラを正十二面体（正五角形を 12 個組み合の位置分布を把握できることを福島県内の民間

わせた立体図形）の上側 6 面に配置することに企業等と一緒に実証した（図 4-31）4-24)。

より、図 4-32 のように、高感度であらゆる方向の放射性物質分布をパノラマ的に可視化できる
全方位型コンプトンカメラとし、これをワンボ③ 次世代型モニタリングカーiRIS-V の開発
これらの技術をさらに発展させ、車輌に放射線ックスカーに搭載した。これにより iRIS-V は、源の位置推定が可能なコンプトンカメラを多数放射線源がある場所を赤く示すカラーコンター

配置することで全方位型の3 次元のコンプトンカ（等高線）図で表示でき、放射性物質の在りか

メラシステムとし、レーザー光を用いた3 次元距をパノラマ画像として可視化可能となった。さ離測定センサー（3D-LiDAR）やGPS システム等にらに、3 次元距離測定センサーで取得した周辺よる空間・位置情報システムを統合した放射線イの 3 次元画像と、コンプトンカメラで取得した

メージングシステム車（integrated Radiation

放射線イメージを統合することにより、放射線源の位置や広がりを 3 次元的に推定することが可能である（図 4-33）。この特長を活かし、1F
サイト内への応用では、廃炉作業の進展に応じて放射線源の分布状況が変わっても、迅速にその変動を把握できるようになることから、作業者の安全や被ばく低減にも貢献できると考えている。
また、通常のモニタリングカーは空間線量率

図 4-32 iRIS-V に用いられている検出器と車輌の連続測定を行っているが、iRIS-V は空間線量率に加えて、放射性物質の位置や変動を短時間で把握し可視化できることから、次世代型のモ
ニタリングカーとして整備していくことも考えている。
(3) α線検出機器の開発① α線用ダストモニタの開発
α線は物質との相互作用が大きいため、内部被ばく防止の観点から、Pu 等のα核種の測定は
図 4-33 iRIS-V を用いた放射線源の可視化重要である。Pu 等の空気中のα核種の濃度測定（パノラマ画像）のため、原子力施設の建屋内外にα線用のダス

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る。光電子増倍管からの出力信号はアンプで増幅されて、マルチチャンネルアナライザ（MCA）に入力され、ディスプレイにα線エネルギース
ペクトルがリアルタイムに表示される。
この GPS シンチレータを用いた測定器はエネ
ルギー弁別が可能であることから、天然の核種であるラドン（Rn）の子孫核種の計数を 77％除去することが可能である。そこで、警報設定値を下げて検出感度を上げることに成功した。
図 4-34 αダストモニタの検出部

また、GPS シンチレータプレート表面に水がトモニタが設置されている。α線の計数率がダ有る場合と無い場合でのα線スペクトルの比較

ストモニタで設定された警報設定値を超えるとをするために アメリシウム（241Am）線源（5.5

警報が吹鳴し、作業者への退避を促すことにな

MeV α線）を測定した。水が有る場合では、計っている。

数効率は下がるものの、水が無い場合と同じ形

このダストモニタにシリコン半導体検出器が状のスペクトルが確認できた。

使われているが、湿気等の環境要因により度々

このダストモニタは 1F の作業環境のように誤警報が発生することがある。1F の廃炉におい

たとえ温湿度の管理がされていない環境や屋外ては、燃料デブリ切削等の作業に伴い、α核種でも信頼性の高いα線ダストモニタリングへのを含むダストの発生が懸念されるため、誤警報

応用が期待できる。

の少ない高信頼のα線用ダストモニタの開発が②α核種可視化検出器の開発求められている。
そこで、原子力機構は、エネルギー分解能の廃止措置作業を進める上で、内部被ばくへの高い GPS（Gd2Si2O7）シンチレータプレートを影響が大きいα核種の検知は非常に重要である。

用いたα線用ダストモニタを開発し、核燃料取

そこで、
原子力機構が研究開発を進めている「α

扱施設に設置して連続測定試験を行った 4-25)。

核種可視化検出器」（図 4-35）

図 4-34 に開発したα線用ダストモニタの検を用いて 1F の原子炉建屋内で採取されたスミ出部の写真を示す。GPS シンチレータプレート

ヤ試料の測定を試みたところ、エネルギー分布

は、GPS シンチレータの層の厚みが 40 μm で、3 mm 厚の高透過ガラスと結合されている。シンチレータは 50 mm 幅で八角形となっており、空気を集塵するためのろ紙と同じ径となっている。ノズルを通って採取された空気がろ紙へと導かれ、ダストが空気ろ紙に捕集される。ろ紙上に存在するαダストから放出されるα線はGPS シンチレータへと入射されて光に変換され、その光が光電子増倍管で電気信号へと変換され

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図 4-35 α核種可視化検出器

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JAEA-Review 2020-023(4) 3 次元立体復元技術の開発
1F の廃炉作業はロボット等の機器を遠隔操作することで実施されている。これらの遠隔操作による作業は主に搭載カメラから送信される映像に基づいて行われているが、2 次元映像のみでは作業空間の十分な把握が難しい場合がある。作業空間の 3 次元的な情報を用いることが
図 4-36 1F でのスミヤ試料と Pu 試料のα線エネ

できれば、遠隔操作機器による安全かつ効率的

ルギースペクトルの比較な作業の推進に貢献できると考えられる。この両者のエネルギースペクトルが一致している。

ため原子力機構では、ロボット等の遠隔作業支援を目的として、作業現場（遠隔地）で取得された映像から画像を複数抽出して立体的に復元する手法について研究開発を行っている。
立体復元計算アルゴリズムには、入力画像か
ら特徴点を抽出して画像間における対応付けを行うことで画像間の相対的な位置関係を計算し、構造物の形状データ(3 次元点群データ)を推定する手法である Structure from Motion(SfM)を用いている。これまでに、1F で撮像された映像から抽出された画像を解析し、画像への前処理(コントラスト調整、先鋭化)4-27)を適用すること
で、SfM による立体復元の精度が向上すること

図 4-37 α線を放出する粒子のα線分布可視化結果

を実験により確認している。また、SfM で得られる疎な密度の 3 次元点群に多視点ステレオ
から、核燃料物質由来と考えられるα核種を検(MVS)を適用することで、復元対象の視認性が改知することに成功した（図 4-36）。また、この検善されることを示した 4-27)。さらに、立体復元計

出器を用いることによりα線を放出する粒子か算負荷の低減のために映像から得られる時系列

らのα線分布の可視化にも成功した（図 4-37）

画像から立体復元計算に寄与しない重複画像を

4-26)。これにより、核燃料物質由来か天然由来か除去する画像選択手法の研究開発を行い、立体を現場の測定で判断することができ、更に、そ復元のクオリティを維持しつつ計算負荷が軽減の 2 次元的な分布と放射能が測定できることかされることを実験により確認している 4-28)。

ら、α核種の分布状況を簡便かつ迅速に把握することが可能となった。

図 4-38 は、例として、東京電力が公開している 3 号機 PCV 内部調査〔制御棒駆動機構(CRD)

この「α核種可視化検出器」は、作業環境のハウジング付近で撮影された部分〕の動画から

放射線管理や作業員の放射線防護等への応用が抽出した画像を対象として、
前述の前処理、MVS、期待できる。

画像選択手法を適用して立体復元を行った結果

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Breakdown Spectroscopy）による元素分析と、レーザーアブレーションにより生成される原子
プルームに波長可変精密レーザー光を入射し、共鳴吸収分光分析により同位体測定を遠隔・非接触で行おうというものである。概要を図 4-39に、U、Pu の分光例を図 4-40、図 4-414-29) に示す。

図 4-38 開発手法を用いた立体復元結果の例（画像出典：東京電力）

を示している。映像から抽出された全画像枚数のうち約 20％程度の枚数で立体復元を行い、構図 4-39 レーザー遠隔分析技術の基本概念

造物を確認するために十分な視認性を有しているモデルが生成されている。一部欠損している部分も存在することから、引き続き分析を行って手法の開発に反映させていく。また、オペレ
ータの遠隔操作支援に資するために、迅速に立体復元計算を行うための画像選択手法のためのパラメータ最適化や復元モデルのオペレータへの提示方法について検討を進めていく。
図 4-40 LIBS による U、Pu 発光スペクトル例(5) レーザー遠隔分析技術の開発
レーザー遠隔分析技術開発は、文部科学省原
子力システム研究開発事業「低除染 TRU 燃料の非破壊遠隔分析技術開発」（2005～2009 年度）の課題採択から本格的に開始し、「次世代燃料の遠隔分析技術開発と MOX 燃料による実証的研究」（2010～2013 年度）で MOX 試料の分析実証に成功した。遠隔分析手法の基本技術は、レーザー
集光照射により生成したプラズマからの原子発
光 を 分 光 分 析 す る LIBS （ Laser Induced

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図 4-41 共鳴吸収分光による Pu 同位体測定例 4-29)

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本研究により、U 酸化物中の Pu の元素分析性能として、測定下限 5000ppm、分析精度 5％以上
（存在率 30％）、U 及び Pu の同位体比分析性能として、同位体比分析精度 5％以上の分析を 5分以内で実現できることを実証した。
東日本大震災後の 2012 年には、大洗研究開発センター（現大洗研究所）の「常陽」の炉内を観察するために開発した耐放射線性光ファイバ
ー技術に着目し、大洗研究開発センター、量子ビーム応用研究部門〔現量子科学技術研究開発
機構（QST）〕との三者合同で、耐放射線性光ファイバーとレーザー遠隔分析技術を組み合わせ、
高線量率・狭隘空間での元素組成その場分析の実現を目指した技術開発「炉内レーザーモニタ
リング・内部観察技術開発」を開始した。2013年には、長さ 50 m の光ファイバーでの遠隔分析
手法の原理実証と、気中・水中での U/Zr 酸化物の分光を成功させるなど、本手法の基本的な実現性を実証した 4-30),4-31)。確立した光ファイバー

図 4-43 光ファイバーLIBS による水中での Zr/U 混合酸化物のスペクトル取得例

LIBS 法による遠隔分析技術概念と小型化した
可搬型装置外観を図 4-42 に、水中での Zr/U 混合酸化物のスペクトル測定例を図 4-43 に示す。
2015 年には、廃炉国際共同研究センターが設立され、光ファイバー利用遠隔分析技術開発がより強力に推進されることとなった。
この結果、
特に光ファイバーLIBS 技術の耐放射線性が確認され、線量率 10 kGy/h 積算線量 2 MGy のガンマ線環境下でも元素分析が可能であることが実証された。また、並行して、英知事業 廃炉
加速化プログラムにおいて、「先進的光計測技術を駆使した炉内デブリ組成遠隔その場分析法の高度化研究」を開始し、より高感度、より遠距
離、より小型の分析装置開発に必要な基盤技術の確立が図られた。特に、プラズマ生成用のレーザー光源を手元に置いて光ファイバーで伝送する従来の概念を見直して、プローブの先端に開発が目覚ましい、超小型マイクロチップレー
ザー光源 4-32)を取り付けた新しい概念を提案した（図 4-44）。これにより、マイクロチップレー
ザーLIBS プローブの性能試験・実証に成功した。
マイクロチップレーザーの発振モードをバース
トモードとすることで、従来法に比べ 10 倍のス

図 4-42 光ファイバー利用レーザー遠隔分析技術の概念（上）と小型化した可搬型装置の外観（下）ペクトル強度が得られること、耐放射線性は従

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来の光ファイバーLIBS 法には劣るものの、数リについては、グローブボックス内で処理し、100 Gy/h 程度の線量率環境で定常的に使用可能

蛍光 X 線分析法（XRF）によるスクリーニング分

であることも実証された。

析が採択された。次の 100 g～数㎏の採取デブリ

さらに並行して、不均一な試料における分析については、その線量率の高さ（数 Gy/h～

特性、元素の面分布取得性、XRF（蛍光 X 線分析

10Gy/h）から、受払い鉄セル内での取り扱いが法）との比較による分析結果の妥当性評価等、計画されており、東京電力では、耐放射線性、廃炉現場での活用に求められる実用上の問題を

遠隔操作性に優れたレーザー遠隔分析法を、スクリアした。

クリーニング分析手法の有力候補の一つとして一方、1F においては、2 号炉で、小型ロボッ

選定している。スクリーニング技術の提示例を

トによる内部調査が進み、デブリが疑われる物

図 4-45 に示す。今後、鉄セル内の装備機器の一体の存在も映像から明らかになりつつあった。

部として、東京電力と協力しつつ具体的な設計

2019 年になると、2 号炉の格納容器底部にデブを進めていく計画である。

リらしき物体が確認され、小型の遠隔マニピュ
レータで、初めてデブリに触れることに成功し、(6) まとめ1F 廃炉は、線量率の高さや、溶融燃料の取りより具体的なデブリ取り出しスキームが提示さ扱い等、これまで経験したことのない作業の連れるに至った。
初期の取り出しにおける、グラム程度のデブ続である。このため、既存技術だけでは通用しないことも多く、広範囲な基礎基盤技術の中から的確な手法を見出し、組み合わせ、困難を打開していくことが求められる。遠隔技術ディビ
ジョンでは、廃炉現場に近い視点から、放射性図 4-44 マイクロチップレーザー利用 LIBS 計測系の概念

核種の 3 次元的可視化技術、
α核種の迅速検出・可視化技術、可視化技術を支える移動体の自己位置認識技術、そして、レーザー光を活用した
燃料デブリ等の遠隔その場スクリーニング分析技術を開発してきた。これらの技術は、東京電力も現場適用を前提として極めて高い関心を寄せており、導入に向けた具体的協議も進められ分析・保管設備ている。今後、廃炉現場での実用化に向けて技術開発を加速し、その完成度を高めることが、遠隔技術ディビジョンとしての重要な使命である。一方、現場適用化のための技術開発のみに目を向け過ぎると、その視野や先見性が失われる可能性もあることを自覚しなければならない。
事故後 10 年を迎え、原子力の唯一の総合的研究

図 4-45 採取デブリの受払セルにおけるスクリーニング
技術提案例

機関として、廃炉の進展に応じ、即自的に利用

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issue 7-8, 2014, p.859-875.

可能な計測技術の提供と、基礎基盤技術に根ざした先見性のある遠隔計測技術開発とを両輪と4-6) Morimoto, K. et al., The Influences of
Pu and Zr on the Melting Temperatures

して推進していくことが求められる。

of

the

UO2-PuO2-ZrO2

Pseudo-Ternary4-1) Yano, K. et al., Direction on Characterization

System, Journal of Nuclear Science andof Fuel Debris for Defueling Process

Technology, vol.52, issue 10, 2015,

in Fukushima Daiichi Nuclear Power

p.1247-1252.

Station, Proceedings of International

4-7) Washiya, T. et al., Study on treatment

Nuclear Fuel Cycle Conference (GLOBAL2013),

scenarios for fuel debris removed from

Salt Lake City, USA, 2013, paper 8167,

Fukushima Daiichi NPS, Proceedings ofp.1554-1559, in CD-ROM.

23rd International Conference on Nuclear
Engineering (ICONE 23), Chiba, Japan,4-2) Ikeuchi, H. et al., Suggestion of
Typical Phases of In-Vessel Fuel-2015, ICONE23-1953, 7p., in DVD-ROM.

Debris by Thermodynamic Calculation

4-8) Nakayoshi, A. et al., Prediction of theofdrying behavior of debris in Fukushima

Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station,

Daiichi Nuclear Power Station for dry

Proceedings of International Nuclear

storage, Journal of Nuclear Science

Fuel Cycle Conference (GLOBAL2013),

and Technology, vol.55, issue 10, 2018,

Salt Lake City, USA, 2013, paper 8174,

p.1119-1129.

forDecommissioning

Technology

evaluation of the solidification phase4-9) Takahatake, Y. et al., Decontaminationof Radioactive Liquid Waste with
Hexacyanoferrate(II), Procedia Chemistry,
vol.7, 2012, p.610-615.

of molten core-concrete under estimated

4-10) 高畠容子ほか, チタン酸塩イオン交換体

p.1349-1356, in CD-ROM.
4-3) Kitagaki, T. et al., Thermodynamic

Fukushima Daiichi Nuclear Power Plantの製造方法, 特開

accident conditions, Journal of Nuclear

43329A), 2019-06-19.

2016-43329(P2016-of Fuel Debris for Defueling Toward4-11) 西原健司ほか, 福島第一原子力発電所の滞留水への放射性核種放出, 日本原子力学会和文論文誌, vol.11, no.1, 2012,p.13-19.

Decommissioning, Proceedings of 23rd

4-12) 青野竜士ほか, 福島事故廃棄物を対象とInternational Conference on Nuclear

した 93Zr, 93Mo, 107Pd 及び 126Sn 分析法のEngineering (ICONE 23), Chiba, Japan,

開発, JAEA-Technology 2017-025, 2017,2015, ICONE23-2111, 6p., in DVD-ROM.

32p.

Materials, vol.486, 2017, p.206-215.
4-4) Hoshino, T. et al., Mechanical Properties

4-5) Takano, M. et al., Characterization of

4-13) Shibata, A. et al., Estimation of thesolidified melt among materials of UO2Inventory of the Radioactive Wastes infuel and B4C control blade, Journal of

Fukushima

Nuclear Science and Technology, vol.51

Radionuclide Transport Model in the

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Daiichi

NPS

with

a

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2020-023
JAEA-Review 2020-023

Contaminated Water, Journal of Nuclearに向けた固化技術及び減容技術カタログ,

Science and Technology, vol.53, issue

JAEA-Review 2017-015, 2017, 173p.
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12, 2016, p.1933–1942.

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4-14) Kato, J. et al., Inventory Estimationof137

Proceedings of the 9th European Review

Cs in Radioactive Wastes Generated
Treatment

Meeting on Severe Accident Research

System in Fukushima Daiichi Nuclear(ERMSAR 2019), Prague, Czech Republic,

Power Station, E-Journal of Advanced

2019, 012, 13p.

fromContaminated

Water

Maintenance, vol.7, no.2, 2015, p.138-

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degradation

144.

test

under

temperature4-15) Fukuda, Y. et al., Characterization

gradient in steam atmosphere, Annualof Carbonate Slurry generated from

Topical Meeting on LWR Fuels with

Multiple Radionuclides Removal System

Enhanced Safety and Performance (TopFuelin Fukushima Daiichi Nuclear Power2016), Boise, U.S.A., 2016, p.1033-1042,

Station, Proceedings of 2017 Internationalin USB Flash Drive.

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reactors,

Journalof

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Power Station, Journal of Nuclear Science

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and Technology, vol. 56, issues 9-10,

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Science and Technology, vol.55, issue4-17) Yamagishi, I. et al., Characterization

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radioactive hotspot using a Compton

p.1044–1053.

camera mounted on a moving multi-

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釈海水を含むゼオライト中ステンレス鋼

in Fukushima, Journal of Nuclear Scienceの局部腐食挙動, 日本原子力学会和文論

and Technology, vol.57, issue 6, 2020,

文誌, vol.14, no.3, 2015, p.181-188.

p.734-744.

4-19) 加藤潤ほか, 福島第一原子力発電所の廃4-25) Morishita, Y. et al., Development of

炉によって発生する放射性廃棄物の処理

an Alpha Dust Monitor Using a GPS

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JAEA-Review 2020-023

Scintillator Plate, Radiation Measurements,

spectroscopy instrument for analysis

vol.122, 2019, p.115–120.

of underwater debris in a nuclear
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core,

Journalof

Nuclearalpha particle emitters originating

Science and Technology, vol. 51, issue

from

7-8, 2014, p.930-938.

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ceramics, high-peak power Nd:YAG/Cr4+:YAG

9:581.

monolithic micro-laser with multiple-

4-27) Hanari, T. et al., 3D Environment

beam

outputforengineignition,

Reconstruction Based on Images Obtained

Optics Express, vol.19, issue 10, 2011,by Reconnaissance Task in Fukushimap.9378-9384.

Daiichi Nuclear Power Station, E-Journalof Advanced Maintenance, vol.11, no.2,
2019, p.99-105.
4-28) Hanari, T. et al., An Image Selection
Method from Image Sequences CollectedbyRemotely

Operated

Robot

for

Efficient 3D Reconstruction, Proceedingsof RISP International Workshop on
Nonlinear Circuits, Communications andSignal Processing, 2020.
4-29) Miyabe, M. et al., Laser ablation
absorption spectroscopy for isotopic
analysis of plutonium: Spectroscopic
properties and analytical performance,
Spectrochim Acta Part B, vol.134, 2017,p.42-51.
4-30) Ito, C. et al., Development ofradiation-resistant optical fiber for
application to observation and laser
spectroscopy under high radiation dose,
Journalof

NuclearScienceandTechnology, vol. 51, issue 7-8, 2014,p.944-950.
4-31) Saeki, M. et al., Development of afiber-coupled laser-induced breakdown

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JAEA-Review 2020-023

5. 環境回復に係る研究開発
5.1 研究開発の進め方

限定されて効率性に劣るものの、位置分解能に

5.1.1 緊急時からの対応

優れたデータ取得方法として用いられた。車両（1）環境放射線のモニタリング・マッピング

による走行サーベイは、効率性や位置分解能の

1F 事故により、放射性物質（主に放射性セシ観点から、両者の中間に相当するものとして活ウム）が広い範囲にわたって拡散したことから、用された。

我が国において今まで経験したことのない環境

1F 事故直後から継続的に調査して得られた汚染への対処に取り組むことが求められた。

空間線量率や沈着量とその時間変化を地図上に原子力機構は、事故直後から環境放射線のモ

わかりやすく示したマップが、国や自治体の避

ニタリング技術の開発を行うとともに、継続的難区域の設定・解除、除染区域の決定等の放射に福島県内を中心とした空間線量率や放射性セ線防護対策を立案する際に唯一無二の基盤デー

シウムの沈着量の分布状況とその時間変化を地タとして活用された。その際、1F 事故による放

図上にわかりやすく示したマップを作成してき

射性セシウム沈着の影響を受けた広い範囲をカた。

バーすることと、対策上重要なエリアについて事故による空間線量率や放射性セシウムの沈は高解像度で測定すること、という一見相反す

着量の状況を把握するための放射線モニタリン

る要請に対し、特長の異なる上記モニタリング

グとして、航空機、無人ヘリコプターによる空技術を組み合わせることで、応えることを可能

からのモニタリング、自動車による走行サーベにした。

イ、人による歩行サーベイ、定点での可搬型ゲ

さらに、放射線モニタリング結果を統計的手

ルマニウム半導体検出器を用いた放射性物質の法により解析し、空間線量率の将来予測を行う

土壌沈着量の測定及び放射性セシウムの深さ方

手法や除染による空間線量の低減を評価する手向の分布評価（土壌試料のサンプリングや分析）法を開発し、放射線防護対策の見直しや、復興等の技術を整備し、標準化した。

計画立案等の基礎となる情報を提供した。

空からの測定としては、航空機が広域の測定（5.2.1 参照）を担い、無人ヘリコプターは航空機が立ち入れない発電所から 3 km 圏内での低高度飛行（より（2）除染モデル実証事業

位置分解能に優れたマップが作成できる）での原子力機構は、国から除染モデル実証事業を測定を担った。これにより、山林等の人が立ち受託（2011 年 9 月～2012 年 6 月）し、我が国で入りにくい場所の飛行を含め、全国レベルの広

初めてとなる広域の除染について、事前モニタ域から放出源近傍の狭いエリアまで、空間線量

リング、除染計画の立案、除染の実施、事後モ

率・放射性物質の沈着量を面的に測定できるシ

ニタリング、除去物の仮置きといった一連の除ステムを構築した。地上での測定としては、人染に関わる手続きを整理した。

手によるサーベイメータを用いた定点測定に加

当時の警戒区域、
計画的避難区域のうち 11 市

え、人が検出器を携帯して歩きながら測定する町村の年間 数 mSv から 300 mSv を超える地域

歩行サーベイが、人の立ち入りができる場所にとして、2.1 km2 にわたる広いエリアを対象とし

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JAEA-Review 2020-023て実施した。また、対象地域のそれぞれの線量

このことから、
環境動態研究を進めるとともに、レベルに応じて、宅地・大型構造物、農地、道調査・評価の基盤となるモニタリング技術を進路、森林といった様々な土地利用区分に対して展させ、被ばく評価技術の活用を図ることとし複数の除染技術を適用し、
除染効果、
施工速度、

た。さらに、除染効果の評価として放射線量の歩掛（ある一定の工事に要する作業手間並びに可視化と将来予測が可能なシステムを構築し、作業日数を数値化したもの）、コスト、施工適用

自治体への利用に供するとともに、帰還困難区

条件、施工上の留意点等を系統的にデータシー

域の解除に向けた評価を行うこととした。

トとし、1000 頁を超える報告書として取りまと（1）除染効果の評価

め、公表した。
除染技術についてはチェルノブイリ原子力発

帰還困難区域にある地元自治体の要請に基づ

電所事故後の旧ソ連やヨーロッパにおいて水洗き除染効果評価システム（RESET）を開発し、そ浄や農地の耕起等の除染技術が試験され、デーれを用いた除染シミュレーション結果と線量率

タシートとしてまとめられているが、広いエリの将来予測結果を提供し、帰還困難区域と接す

アで対象地域の線量レベルに応じて、様々な土る避難指示区域の除染効果評価では国による境地利用区分に対して複数の除染技術を適用し、界部の帰還困難区域の除染が実現するなど、地系統的にデータシートとしてまとめたモデル事

元自治体の復興計画の立案等に貢献した。

業は世界でも例がない。

（5.3.1 参照）

これらのモデル事業で得られた知見等を基礎として環境省により「除染関係ガイドライン」（2）モニタリング技術開発の進展が取りまとめられ（初版 2011 年 12 月 14 日公

特長の異なるモニタリング技術により得られ表、第 2 版 2013 年 5 月 2 日公表）
、これに基づたデータを総合的に組み合わせて、継続的なモ

き、国、自治体による本格的な除染が進められ

ニタリング結果をマップ上に可視化し、避難指て、2018 年 3 月に帰還困難区域を除き、面的除

示解除の指標となる空間線量率の着実な減少傾染が終了した。（5.2.2 参照）

向を提示した。さらに効率的な放射性物質の土
壌深度分布の推定手法を開発した。（5.3.2 参

5.1.2 研究開発の概要

照）

2.3.1 で述べたとおり、環境回復に係る研究開発は、「基本方針」に基づき、放射性物質に（3）モニタリング・被ばく評価技術の活用

より汚染された環境の回復のための調査及び研国からの要請を受け、特定復興再生拠点区域

究開発を行うこととされている。その中でも原の整備に向けて、放射線モニタリング結果を統子力機構に対しては、特に森林、河川域等の広計的手法により解析し、空間線量率の将来予測

いフィールドを対象とした放射性物質の環境動を行う手法や除染による空間線量の低減を評価

態研究に関する研究を行うとともに、その成果する手法を適用して評価することにより科学技を基に放射線量の可視化と将来予測が可能なシ術的な知見を提供し、国による放射線防護対策

ステムを提供するなど、調査・研究開発の実施の策定や自治体の復興計画立案に貢献した。

とその成果の普及を図ることが求められている。

（5.3.3 参照）

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度の変化傾向に基づいて、年間の平均的な挙動（4）環境動態研究
環境放射線のモニタリング・マッピングで得しか推測できなかったが、本方法では、放射性られた測定結果に加え、放射性セシウムの沈着

セシウムの移動・堆積の影響因子を明らかにし、状況やダムの有無等、特徴の異なる福島県浜通

移動・堆積のメカニズムに立脚した現象論モデりの 8 河川水系(主に帰還困難区域を横切る河ルを整備したことで、従来法では困難だった川)を対象とした現地調査で得られた様々な環

様々な自然現象や環境条件の変化を想定した放境中の放射性セシウムの濃度データの経時変化

射性セシウム移動・堆積のケーススタディを可と室内実験・分析データを組み合わせて、事故能とした。その結果、移動による二次的な汚染で沈着した放射性セシウムが森林から河川、河が発生する可能性は極めて低いことを明らかに口域へと移動・沈着する挙動を定量的に明らかして、避難指示解除等の放射線防護対策の見直にし、それらを支配する現象を理解するとともしに貢献した。
環境放射線のモニタリング・マッピングと環に、それらを表現する数理モデルを構築して、境動態研究の取り組みによる成果情報が、避難

移動・堆積挙動予測解析を実施した。
森林から河川水系への懸濁態（土壌粒子等に指示解除の決定と解除後の住民の生活に密接に吸着された状態の放射性セシウム）の年間流出関わる被ばく線量の予測や除染計画の策定にと量は、樹種や傾斜によらず初期沈着量のコンマって重要な基礎情報として活用され、2017 年 4数％程度と極めて少ないこと、溶存態（イオン

月までに葛尾村、川内村、南相馬市、飯舘村、のように水に溶けた状態の放射性セシウム）は

川俣町、浪江町、富岡町での避難指示が解除さ地下水が湧水点から森林表土を流出する過程でれ（帰還困難区域を除く）、2018 年 5 月までに水に溶出していること、ダムのある河川では懸帰還困難区域における特定復興再生拠点（6 町

濁態の移動は大幅に抑制されることなど、河川村）の復興再生計画が認定された。さらに 1F の水系全体での放射性セシウムの量と動きを定量

立地自治体として初めて避難指示解除を 2019

的に俯瞰するとともに、移動・堆積挙動の支配

年 4 月に行った大熊町では町内を流れる熊川の因子を明らかにした。

河川敷の放射性セシウム分布の調査結果が町の従来の方法では、それぞれの環境コンポーネント（森林、河川、湖沼等）内における挙動評

広報誌に掲載され、自治体の復興計画策定に大きく貢献した。（5.4.1、5.4.2 参照）

価が主であったが、本研究では、例えば、河川
水中で様々な条件下で観測される溶存態・懸濁5.1.3 研究内容の伝え方・コミュニケーション

態が、森林等のどのような陸域からどのように成果普及のための取り組みとして、環境動態

発生し、どのように河川に流入するのか、とい研究の成果に基づき「福島総合環境情報サイト

った、一方から他方の環境コンポーネントへの（https://fukushima.jaea.go.jp/ceis/）を開移動挙動を一つ一つ明らかにすることで、河川設し、閲覧者が知りたい知見として、実測デ

水系全体を俯瞰して、放射性セシウムがどのよータの経時変化、Q&A と根拠となる科学的知

うに移動・蓄積しているのかを定量的に示した

見、シミュレーション結果を分かりやすく提示

ストック＆フロー解析を可能にした。

した。これにより住民ひとりひとりの疑問や不また、従来の調査・解析方法では、過去の濃安の解消から、自治体による被ばく低減のため

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JAEA-Review 2020-023の合理的な安全対策の検討、及び避難指示解除
等の福島復興に係る施策検討への活用まで、地域のニーズに応える情報発信を行った（5.4.3
参照）。
また、コミュニケーション活動として、2011
年 7 月から「放射線に関するご質問に答える会」を開催してきており、住民の方々の放射線による健康影響への心配について、環境動態研究の成果も踏まえ、直接対話方式で様々な質問に答えてきた (6.2.2（2）参照)。

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5.2

政府プロジェクトとしての研究開発（緊なった。
このような状況を踏まえ、原子力機構は本格急時からの対応）的な研究開発を伴った活動を、2011 年 4 月に開5.2.1 大規模環境モニタリング調査
環境中の放射線モニタリングは、事故後の住始する。初めに各拠点の放射線管理や被ばく評

民の被ばく評価や避難区域の設定に必要な情報

価業務に携わっていた専門家 6 名が東京事務所

として優先度の高い課題であった。事故直後のに招集された。最初のミッションは、①既に福緊急時モニタリングについては、大熊町のオフ

島県や他指定公共機関からの応援者で実施されサイトセンターに現地対策本部が設置され、経ていた緊急時モニタリングのデータの整理・統済産業省（本部長：副大臣、原子力安全・保安

合と②地上のモニタリング（広域調査等）のプ

院）、文部科学省、福島県、自治体、電力事業者、ランニング及び③米国エネルギー省が実施した

警察庁、消防庁及び防衛省等により開始された。

有人の飛行機やヘリコプターを用いた空からの原子力機構も第 1 陣 7 名が防衛省のヘリで支援

モニタリング（航空機モニタリング等）の国内に向かったのを皮切りに、現地での活動範囲をへの技術移転及び国内人員のみでの実施である。

拡大していったが、それらの活動により、徐々以下、①及び②を担当したチームを陸モニチーに事故の重大さが明らかとなり、既存のモニタ

ム、③を担当したチームを遠隔チームと表記す

リング手法では対応しきれない課題も明らかとる。また、2011 年からの放射線モニタリング全

図 5-1 放射線モニタリングに関する原子力機構の対応経緯
現在でも原子力規制庁所掌の国家プロジェクトとして大規模モニタリングを継続的・一元的に実施
している。

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86 -

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JAEA-Review 2020-023a)a) 福島県庁屋上における空間線量率の変動
福島県庁屋上における空間線量率の変動

10
10

10
10

(µSv h‐1-1)
空間線量率 (Sv

88
66

は 100 以上の団体の協力を得て、放射能測定器b)b)事故から100日までを拡大
事故から100⽇までを拡⼤

を保有する 21 の大学、研究機関及び民間企業で

88

測定を分担した。2011 年 8 月には空間線量率及66

び土壌の放射性物質濃度のマップを暫定公開した。2011 年 6 月の調査でマップを作成するのに

44
44

22

22
00

十分な数の地点で、検出された放射性核種は

00

134

Cs、137Cs、131I、129mTe、110mAg、89Sr、90Sr、238Pu、

239+240

Pu であった。この時点で既に、空間線量率

00

50

100

1000
1000

2000
2000

3000

への寄与の 99％以上が放射性セシウムによるものであった。また、長期的な被ばく線量評価

00

事故からの日数
事故からの⽇数の観点からも放射性セシウムが圧倒的に重要であることが確認された。本プロジェクトは、「マ

図 5-2 福島市における代表的な空間線量率モニタリ

ップ事業」
と呼ばれ、
事業内容を効率化しつつ、ング例

現在でも原子力規制庁の事業として継続的に実

空間線量率は事故直後から 10-20 日程度で減少し、施されている。

現在でも減少傾向にある。

体に関する原子力機構の対応経緯を図 5-1 に示(2) 遠隔チーム（空からのモニタリング）

す。

一方、米国エネルギー省は、事故直後から軍事故後、放射線モニタリングは空間線量率の測定を中心にして、自治体や指定公共機関により実施されており、地理的な密度は細かくない
ものの経時的なデータが得られている。図 5-2にその一例として福島県庁の屋上で得られたデータを示す。

と連携し、有人の飛行機やヘリコプターを用いた航空機モニタリングを実施できる技術・体制を所有していた。当時の日本では、そのような技術や体制が整っていなかったことから、原子力機構が我が国としての技術移転の受け皿となり、技術を習得しつつ、モニタリングを実施することとなった。
事故直後は、
日米共同の形で、(1) 陸モニチーム（地上のモニタリング）

自衛隊及び各自治体の消防防災隊のヘリコプタ

陸モニチームでは、前述のようなデータを組織的に取得して解析する体制を構築することを目的とし、政府（当時文部科学省）プロジェク
トとしての「放射性物質分布状況等に関する調査研究」を開始した。また、2011 年 5 月時点で得られていたモニタリングポストの情報や大学や研究機関による情報を基に詳細な放射性物質の分布状況を調査することを目的に加えた。実
施機関としては、原子力機構の他、6 大学及び 4研究機関が中心となり、土壌のサンプリングにーに米国から借用した検出器を搭載してモニタリングを行っていたが、2011 年 9 月より文部科
学省より政府プロジェクトとしての委託事業を受託し、民間のヘリコプターを用いて北海道から沖縄までの全国のモニタリングを実施するようになった。本モニタリング結果は、汚染の全貌を視覚化することが可能であるため、避難指
示区域の解除や除染範囲の設定等の政府の政策決定等に活用された。このような空からのモニタリング技術は、測定員の被ばく防止や地上か

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ら近づけない山間部等の測定が可能となるメリ(3) まとめットを改めて確認できたことから、次章以降の

図 5-3 に、事故直後及び 2017 年に実施され無人機へのモニタリング技術の活用に繋がってた「マップ事業」において、サーベイメータでいくことになる。有人ヘリのモニタリングにつ測定した定点測定の結果、車両で広域に測定しいては、汚染分布を可視化できる手法として、た車両測定の結果及び有人のヘリコプターで測

現在も原子力機構の NEAT が定期的に実施して定した航空機測定の結果を示す。このように、いる。

事故直後から定期的に放射線量率の分布図等を公表しており、数多くの研究のベースとなるとともに、政策、計画の立案に大きく寄与・貢献

図 5-3 2011 年と 2017 年に実施された政府プロジェクトによるモニタリング結果
いずれのモニタリング結果とも分布の傾向は似通っており、空間線量率の減少が確認できる。

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してきた。これらの実績は、日本原子力学会において 2017 年及び 2018 年に貢献賞を受賞するなどの評価を受けている。
また、今後の原子力防災の技術として継承・収斂するための取り組みも実施されている。
具体的には、NEAT 内に 2015 年 4 月、約 10 名の人員で航空機モニタリングの専門チームを設立した。
本チームのミッションとしては、福島の航空機モニタリングだけではなく、全国にある他の原子力発電所周辺のバックグラウンドを測定する事業の推進や自衛隊との定期訓練等も担いながら、当該専門技術の継承・最適化に取り組んでいくものとしている。

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5.2.2 除染モデル実証事業等

除染方法の効果の評価(1) 除染モデル実証事業等のねらい

適切な除染方法の選定及び除染ガイド
ラインへの入力情報の評価

事故に伴い放出された放射性物質の地表への沈着状況等を踏まえ、除染により人々の健康や除染モデル実証事業では、それぞれの土地利

生活環境に及ぼす影響を速やかに低減すること

用状況ごとに複数の除染手法を適用し、除染効が喫緊の課題となった。このため、国は 2011 年

果、施工速度、歩掛、コスト、施工適用条件、

8 月 26 日に「除染に関する緊急実施基本方針」

施工上の留意点等を整理した（表 5-1）。特に除を決定し、モデル事業を通じて効果的な除染方

去物発生量は仮置場等の確保と密接に関わるた法、費用等、除染に必要な技術情報等を継続的め、除染効果を確保しつつ除去物の発生量を抑に提供することとした。この方針を踏まえ、原えることに着目してデータを取得した。このた子力機構は「除染モデル実証事業」等を国からめ、試験施工を行い、あらかじめ剥ぎ取り深さ受託した。

等と除染効果の関係を把握し、剥ぎ取り深さ等

特定避難勧奨地点等 2 市 2 地区を対象としたを決定して本施工を行った。また、除染計画の5-1)

除染ガイドライン作成調査業務 （2011 年 8 月～2012 年 3 月）に引き続き、警戒区域、計画的

表 5-1 土地利用区分毎の除染方法の評価結果のまとめ

避難区域等 11 市町村 16 地区（全 2.1 km2）を対象とした除染モデル実証事業 5-2)（2011 年 9 月～2012 年 6 月）を実施した。1 地区当たり 3 万～37 万 m2 といった、全体で広い面積を対象として、宅地、グラウンド、農地、公園、森林、道路等、様々な土地利用状況の除染対象を扱った。
このような様々な対象を含む広い範囲での除染に必要な技術情報等を得ることは世界的にも例がなく、民間の土木技術等を適用し、必要に応じて改良することで、当該事業後の本格除染につながる技術情報等を取得することに留意した。
(2) 実施内容
除染計画を立案し、除染対象地区ごとに下記の手順で除染を実施することとした。


除染前の放射線サーベイ（放射性核種の分布図の作成、深度方向の分布調査を含



総合評価

◎落葉・腐植土層除去(平地及び傾斜地),
森林〇落葉・腐植土層・表土の除去(平地),▲樹幹洗浄◎薄層土壌剥ぎ取り 機,〇バックホウ(5㎝剥ぎ取り ),農地◎反転耕(トラクタ+プラウ),〇天地返し(バックホウ)▲高圧水洗浄, 〇ブラシ掛け,
屋根〇拭き取り , ▲剥離剤塗布
雨樋△高圧水洗浄, 〇拭き取り壁〇ブラシ掛け庭土〇表土剥ぎ取り宅地
砕石部〇砕石洗浄, 〇砕石除去
芝生
〇芝生除去
庭木
▲剪定
インターロッキング△高圧水洗浄△集塵サンダー(コンクリートカンナ),
コンクリート・モルタル面 〇超高圧水洗浄(150Mpa以上),〇高圧水洗浄(10～20Mpa),〇ショッ トブラスト
大型
構造物
コンクリート仕上げ 〇高圧水洗浄(ブラッシング等含む)
屋上 防水シート仕上げ 〇高圧水洗浄(ブラッシング等含む)
縦樋〇高圧水洗浄(最大50Mpa)〇薄層土壌剥ぎ取り (ハンマーﾅｲﾌﾓｱ +スイー
パー),
グラウンド
〇薄層土壌剥ぎ取り (路面切削機),〇薄層土壌剥ぎ取り (モーターグレーダー),
〇天地返し
プール
〇高圧水洗浄芝地〇ターフストリ ッパー▲路面清掃車+搭乗式ロードスイーパー,△高圧水洗浄機(15MPa程度)+ブラッシング,
舗装道路△排水性舗装機能回復車,〇超高圧水洗浄機 (120～240MPa),〇ショッ トブラスト, 〇TS切削機◎：効果が非常に高かったもの， ○：効果が高かったもの，

む）△：効果が中程度であったもの， ▲：効果は限定的であった

放射線サーベイデータの評価に基づいもの

土地利用区分ごとに複数の除染手法を適用し、除染た除染実施計画の策定


土地利用区分による線量低減率、作業効率、費用、除去物発生量、除染方法の適用

環境への影響等の観点から総合的に効果を判断。

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立案には、除染効果を予測する解析評価を有効

れらの除去に当たっては、熊手や鋤簾を利用しに活用した。作業監理においては、現場で得らた人力作業が主となったが、作業が可能な場合

れた良好事例や留意事項について日々の現場でにはバックホウ（ショベルを操縦者向きに取りの会議等で情報共有を図った。

付けたショベルカーで土壌の表面を操縦者に引き寄せるように剥ぎ取る）
等の重機を利用した。

(3) 主な成果

落葉、腐植土の除去に先立ち、除去深度と除除染モデル実証事業等により、得られた知見

染効果の関係を調査し、除去深度を決定することして、対象地区の線量分布等の評価、除染方とが重要であった。また、人力で行う区間は作法、及び廃棄物管理についてまとめる。

業員の違いによる除去程度のばらつきを極力少なくするように事前に目合わせ等を実施するこ① 除染作業の計画や実施にあたっての留意点とが有効であった。

対象地区の線量分布等の評価に必要な放射線

図 5-4 に示すように、生活圏に接する森林外量等の測定や土壌のサンプリングのためのマニ

縁から森林の奥部方向に除染（落葉除去と腐植

ュアルは、作業者にとって使いやすくかつ作業

土層除去）を進め、放射線量の影響変化を調査

者によるばらつきが生じないように留意したもした。10 m 奥部まで除染したところで、生活圏のを用いることが有効であった。

境界において測定される空間線量率は除染前に

除染作業は、従来の土木工事とは異なり作業比べて 40％程度低下した。他方、10 m 以上の森の進捗が把握しにくい側面があるため、除染範

林奥部に除染を進めても、生活圏境界において囲が広くなればなるほど除染中のモニタリング

測定される空間線量率は、ほとんど低下しなか

抜けによる手戻りのないよう綿密なモニタリンった。

グ計画を立案した上で進めることが重要であっ
た。

ⅱ）農地

人力による表土剥ぎ取りにおいては、剥ぎ残適用した手法としては、表土剥ぎ取りと土壌

しや取りこぼしの有無の判断が目視だけでは困の上下入れ替えであり、同様の線量低減効果が難であったため、除染作業中に測定要員を現場得られた。

に配置し、適時除染効果を確認することにより事故の直前に田起こししていない農地では、除染作業のやり直し防止に努めた。除染作業の

放射性放射性セシウムによる汚染の多くが地表成果管理として、線量率や表面密度が高い場所

面から深さ5 cm 程度の表土にとどまっていた。

を探索する除染作業後のモニタリングを実施し、一方事故直前に田起こししている農地では、田ホットスポットの見落としや土壌等の取り残し起こししていない農地よりも深くまで放射性放を極力減らすことができた。

射性セシウムが浸透していた。表土の剥ぎ取りの適用において、前者では除染前の土壌サンプ② 除染方法

リングの測定の結果や、除染前に試験的に表土ⅰ）森林（生活圏近隣）の剥ぎ取りを実施して剥ぎ取る表土の厚さを効

森林の除染では、常緑樹林、落葉樹林ともに、率的に決定することができた。
一方、
後者では、

地表を対象に落葉、腐植土の除去を行った。こ

前者よりも深くまで放射性セシウムが浸透して

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JAEA-Review 2020-023*1 区画 1 除草・落葉掻きの線量率は、地表面 1cm で測定。1m 高さでの値は概ねこの 0.8 倍程度。
*2 広葉樹は全て落葉しており枝打ちは実施していない。

図 5-4 森林除染試験結果 （除染ガイドライン作成調査業務の例）
林縁部から森林奥方向に 10 m ずつ除染を実施。林縁部での 4 つの測定地点（常緑樹林と落葉樹林、各々2 地点）において、森林奥方向の 10 m ずつの除染範囲ごとに落葉除去後、リター層除去後、各々1 m 高さでの空間線量率を測定。
10 m より奥にさらに範囲を広げて除染しても線量率（低減効果）はほとんど変わらなかった。

おり、トラクタの轍等の凹凸により濃度分布が埋め戻す方法を利用した。天地返しでは、十分ばらついた。そのため、事前に剥ぎ取り機の走な耕盤の深度があることを確認した後、地表面

行回数と剥ぎ取り厚さ及び除染率の関係を把握から深さ 5 cm 程度を「表層土」、深さ 5 cm かし、施工方法を決定する必要があった。

ら 50 cm までを「下層土」として土壌の入れ替

表土剥ぎ取りにおいては、バックホウを主にえを行った。

利用したが、畝のある畑等では鋤簾等を用いて土壌の上下入れ替えを選ぶには、現地の土壌

人力で表土剥ぎ取りを行った。薄層表土剥ぎ取の放射性セシウムの深度方向の分布だけでなく、り機による表土剥ぎ取り（2 cm）も試行した。

耕盤の深度、田畑の規模、将来の農業利用、地

これは、ハンマーナイフモア式草刈り機をベー

権者の希望も考慮する必要があった。

スにした薄層表土剥ぎ取り機により表層 2 cm程度までの草根の切断とほぐしを行うもので、

ⅲ）宅地

ほぐした土壌はバックホウで回収した。

除染前に線量率等のモニタリングを実施し、土壌の上下入れ替えとしては、トラクタに牽これらの情報を基に、高圧水洗浄、拭き取り、引されたプラウ（トラクタに取り付ける耕作用

剥離剤塗布による剥ぎ取り等の除染方法を宅地の農機具で表層土壌を反転させる）により30 cmの除染に適用した。このとき、雨樋下部にある深さで、放射性セシウムで汚染された表層付近

周りに比べて汚染の度合いが特に高い部分（ホの土壌（表層土）と下層にある土壌（下層土）

ットスポット）等を見つけて、これらを事前にを反転させる「反転耕」を実施した。また、「天除去した（図5-5）。

地返し」という、表層土及び下層土を一時的に屋根の除染は高所作業のため、足場や梯子が撤去した後、下方に表層土を、上方に下層土を必要になり、斜面で瓦等の曲面に対して施すた

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図 5-5 適用した除染方法の例（宅地）
土瓦、陶器瓦では拭き取りで一定の除染効果が得られるものの、コンクリート瓦では瓦表面の凹凸により比較的低い除染効果となり研磨も実施した。

め、人力による作業が中心となった。適用したいという点で有利であった。雨樋は、堆積物を除染方法では、瓦等の屋根の材質の違いによっ除去し、さらに拭き取ることによって高い除染て除染効果に差異が確認できた。剥離剤塗布に効果が得られた。

よる除染効果が他の方法よりも低減率が高い結壁の除染については、図 5-6 に示すとおり、

果となったが、用いた剥離剤では養生に1～3日

高圧水洗浄による結果とブラッシングによる結程度を要し、剥ぎ取り完了まで足場の撤去がで果に顕著な差は見られなかったが、拭き取りにきないなどの作業性のデメリットがあった。まついては表面が土壁や木製の場合は、ほとんどた、高圧水洗浄では、洗浄水と共に飛散する土除染効果が得られず、トタン等の金属やガラス

埃等の飛散防止・回収等の作業が必要であった。

についても顕著な効果はなかった。高圧水洗浄

一方、ブラシ掛けや拭き取りは、洗浄水と共にについては、洗浄水と共に飛散する土埃等の飛飛散する土埃等の二次汚染の可能性が低く、建散防止・回収、水処理等の作業が必要となった。

物の損傷等による室内への漏えいの可能性が無水を使った洗浄と比較し、建物の損傷等による

図 5-6 壁の除染効果（除染方法と材質の違いによる低減率の比較）
高圧水洗浄、ブラッシングに比べ、拭き取りでは除染効果が得られにくかった。

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室内への漏えいの可能性が低い、水処理等が必

力で剥ぎ取ることが有効であった。
1 cm 程度の薄層で剥ぎ取る必要のある場合は、要ないという点でブラッシングの方が有利とも考えられた。ただし、他の除染において高圧水

前述の薄層用に改造したハンマーナイフモアで洗浄を用い、
既に水処理等の用意がある場合は、

表土のほぐしを行い、グラウンド表面をほぐし漏えいに留意しつつ壁にも高圧水洗浄が適用可

た後スイーパーで掻き取った（図 5-7）
。目標剥能と考えられた。

ぎ取り厚さとなるまで複数回同一部分を走行し学校、工場等の大型建造物も同様の方法で除た。薄く剥ぎ取りができるため、除去物の発生染したが、簡単な洗浄では効果のない広いコン

量を抑制することができたが、施工スピードがクリート表面の除染には、小さな鋼球またはド遅いため、大面積には適さない場合もあった。

ライアイスを用いた空気圧式ショットブラスト

モーターグレーダーは、平らで広いグラウンドを用いた。除去されたコンクリート表面の薄いに利用した。表面の凹凸がある場合は、事前に層は、吸引機で回収した後に除去物とした（鋼振動ローラーによる地ならしを行った後にモー球は磁気選別して再利用した）。

ターグレーダーを利用し、さらにスイーパーを併用することで剥ぎ取りの精度が高くなった。
掻き取った表土を溢散させず、取り残しを防ぐ

ⅳ）グラウンドグラウンド土壌中の放射性セシウム濃度の深度分布を測定した結果、ほとんどの地点においために、バックホウでかき集めることも重要であった。

て、表面から深度 3～5 cm 程度の範囲に 90％以

大面積を除染するときは、切削幅が広い路面上が残留していた。このことから、事前に試験切削車による剥ぎ取りが効率的であり、剥ぎ取区間を設け、剥ぎ取り深度と低減率の関係を調り厚さが均質にできる利点があった。ただし、査し、剥ぎ取り深さを決定することが重要であ

路面切削車等の大型重機は重いため、表面が柔った。また、凹凸がある場合は凹部が削り残さらかいグラウンドの場合は事前に振動ローラーれることになるため、事前に平らにならす必要

で大型重機が走行できる程度に締め固めたのちがあり、剥ぎ取りが不十分な場所については人に除染した。大型重機での作業が困難なグラウ

図 5-7 適用した除染方法の例（グラウンド）
広い面積の表面土壌を効率的に薄く剥ぎ取る手法が効果的だった。

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ンドの境界部では、人力やバックホウの剥ぎ取

深度 2～3 mm 程度まで、多孔質な排水性舗装でりを併用した。寒冷地の凍結した土壌においても表面から深度 5 mm 程度までに大部分が残留

は、事前の調査による放射性セシウムの深度分していることが分かった。除染手法として、ブ布を踏まえて決定された剥ぎ取り厚さでの剥ぎ

ラシがけ、高圧洗浄、超高圧洗浄（最高約 200取りができず、それ以上の厚さの土壌を剥ぎ取

MPa）、ショットブラスト、切削を適用した（図らざるを得ない場合があった。また、凍結した

5-8）。
舗装道路に対し表面の削り取り（超高圧洗浄、土壌が日中融けると、土壌が緩んで重機を使用

ショットブラスト）や切削等の薄層切削は効果した施工ができなくなる事象もあった。
排水処理が施されているグラウンドでは、排が高かった。切削厚さを可能な限り薄くするこ

水処理の施工部分を壊してしまう可能性があるとにより発生除去物量を抑制するとともに、高ため、天地返しは適用できなかったが、排水処

い除染効果を達成する方法を選択することが重理が施されていない未舗装駐車場や空き地等で要であり、事前に舗装面深さ方向の放射性物質

は、天地返しによる除染は効果的であった。天の残留・蓄積状況を把握した上で、最適な方法

地返しは、施工スピードが表土剥ぎ取りに比べを決定することが効果的であった。

て劣るものの、剥ぎ取り残し・剥ぎ取りこぼし

超高圧洗浄は水圧と回数により、ショットブが極めて少なく、除染エリア外へ搬出する除去

ラストは投射密度と回数により低減率が変化す物が発生しないなどの利点が大きかった。

ることから、事前に効果を確認して仕様を決めることが重要であった。

ⅴ）道路
道路の深度方向の放射性物質の分布を調べた③ 廃棄物の処理と保管

ところ、高線量地域でのアスファルト舗装面で可燃物の容積減少や圧縮、凍結土壌の融解には、放射性物質は密粒度の舗装面では表面から伴う沈下に対する防止策を講じる必要があった。

ショットブラスト
図 5-8 適用した除染方法の例（道路）
舗装面表面から数 mm 程度を効率的に剥ぎ取る手法が効果的だった。

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防止策としては、フレキシブルコンテナ間の間

家屋に適した除染手法を技術的に適用できる環隙を間詰砂等で埋める方法が有効であった。ま境条件にあるかどうかや、施工上の条件から、た、仮置場／現場保管場の内部に配管等を敷設

制約を受けるところはないかなどを確認するたする場合は、除去物の荷重による応力を考慮しめの調査も併せて行うことが効率的であった。

て、配管周りのフレキシブルコンテナを安定に定置するとともに、フレキシブルコンテナと配(5) まとめ除染モデル実証事業等により以下の知見が得管の隙間に砂等を充填させることが効果的であった。積雪量が多く、表土が凍結するような地られた。

域においては厳寒期以外の期間に仮置場／現場

 効果的、安全、かつ効率的な除染計画を策

保管場を建設することによって、除去土壌等か定し、調整し、実施するための経験と除染らの多量の浸出水や、不具合の多くを避けられ技術ることがわかった。仮置場／現場保管場を設計

 様々な除染技術の適用性の比較評価

する際には、遮へい方法や除去物の定置方法等

 様々な対象地域の条件に合わせるための手引きの仕様の長所短所を考慮した上で、その場の条

我が国で初めてとなる広域の除染を事前モニ件や優先的に考慮する事項の整理を踏まえ、仕タリング、除染計画の立案、除染の実施、事後様の最適化を図る必要があった。

モニタリング、除去物の仮置きといった一連の除染に関わる手続きを整理した。

(4) 同意取得
地元の行政区長や地元自治体の首長の助言を除染技術についてはチェルノブイリ原子力発

踏まえて住民からの同意取得方法・手順を企画

電所事故後の旧ソ連やヨーロッパにおいて水洗し、意見集約においても多大な協力を頂いて、浄や農地の耕起等の除染技術が試験され、デー

必要な同意を得ることができた。

タシートとしてまとめられているが、広いエリ

除染について住民や自治体関係者に説明し、アで対象地域の線量レベルに応じて、様々な土同意を得るための基本情報として、除染作業及地利用区分に対して複数の除染技術を適用し、

び仮置場／現場保管場の計画書、並びに除染方

系統的にデータシートとしてまとめたモデル事

法の効果の評価についての速報を用意すること

業は世界でも例がない。

が有効であった。住民説明会を開催せず、同意

これらのモデル事業で得られた知見を基礎と文書の送付によって除染モデル実証事業の実施

して環境省により除染関係ガイドラインが取りを周知した例があったが、住民からの問合せ等まとめられ、これに基づき、国、自治体によるの対応に時間を要し、結果として除染の時期、本格除染が進められ、帰還困難区域を除き面的計画からの遅れが生じた場合もあった。

除染が終了した。

同意書を用いず、除染計画書による口頭説明

現在も除染モデル実証事業実施区域においてのみで同意取得とした除染実施対象地区におい

再汚染のないことをフォローモニタリングによては、除染の進捗とともに除染方法等に対するり確認している。

細かな要望が増える傾向があった。除染の事前調査では、家屋の破損状況だけではなく、当該

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5.3 除染・モニタリング・被ばく評価に係る研要請を頂いた。線量低減効果の予測評価を実施

究開発の進捗

したところ、境界部での除染の効果が予測でき

5.3.1 除染効果の評価

た（図 5-10）。この予測評価に基づく富岡町の(1) 除染効果評価のねらい

要望が国に認められ、国による境界部の帰還困

原子力機構は、国や自治体が進める除染活動

難区域の除染が実現した。

を技術面で支援するために、除染の効果を予測する除染活動支援システム（RESET: Restoration
Support System for Environment）を開発した（図5-9）。
空間線量率のデータに基づいて、一定のエリア内での除染効果を計算・評価するもので、主に自治体の要請に応じて、歩行サーベイ等で空間線量率のデータが整っている比較的狭いエリア（公園や農地等）を対象とし、除染後の線量率予測評価を実施して、除染の実施に係る判断材料の提供を行っている。

図 5-10 RESET による居住制限区域と帰還困難区域との境界での除染効果の予測例

除染前

居住制限区域（左半分）の境界から帰還困難区域（右半分）側に20 m程度除染すれば、境界付近での線量
表面汚染密度（Bq/cm2）
1m高さの
空間線量率
（μSv/h）

低減効果が得られることがわかった。

(3) 特定復興再生拠点の除染効果の評価
1F の事故に伴い設定された避難指示区域の
除染後

除染範囲

うち、空間線量率が特に高く、長期にわたり居住を制限するとされてきた帰還困難区域につい図 5-9 RESET による除染シミュレーションの流れては、2016 年 8 月 31 日、政府の原子力災害対除染前の1 m高さの空間線量率のデータに基づいて、策本部において帰還困難区域の取り扱いに関す

除染前の表面汚染密度（単位面積あたりの放射性セシウムの沈着量; Bq/cm2）を算出する。帰還困難区域

る考え方が決定され、5 年を目途に線量の低下の除染モデル実証事業で得られたデータに基づき算状況も踏まえて避難指示を解除し、居住を可能出した表面汚染の低減係数を使って除染後の表面汚とすることを目指す特定復興再生拠点区域（以染密度を計算し、除染後の空間線量率を求める。

下「復興拠点」という）の整備について、基本(2) 自治体の要請に応じた除染効果の評価的な方針が示された。

RESET を用いた評価の例としては、富岡町か

このため、住民の帰還や帰還後の安全な生活らの要請への対応が挙げられる。
富岡町からは、を取り戻す際に必要な科学的・技術的知見の提除染した居住制限区域に接する未除染の帰還困供を行うべく、復興拠点の線量率の低下状況を難区域からの放射線の影響についてと、居住制予測するための帰還困難区域全域の除染シミュ

限区域の境界から帰還困難区域側を何 m 除染しレーションと空間線量率の将来予測解析を実施たら影響が無くなるのかを調べて欲しいという

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することとした 5-3)。

ことが求められた。さらに復興拠点を判断する

今回、広範囲で比較的空間線量率の高いエリ

ための線量の低下状況をできるだけ現実的に信アが対象となる復興拠点の線量率の低下状況を頼性をもって予測解析することが求められた。

予測するため、さらに何が必要かを検討して問復興拠点を判断するための線量の低下状況の題点を抽出し、その問題点を解決することによ

予測解析は、国・自治体の政策に関わることかり、現実的に信頼性をもって解析できる手法をら、国・自治体のニーズを踏まえるとともに、開発した。さらに、自治体が復興拠点の設置場

予測結果の示し方は復興拠点を判断するのに効所を検討する際や、重点的に除染が必要な場所

果的なものとすることが求められた。

を判断するときの材料となるよう、解析結果のできるだけ現実的に信頼性をもって復興拠点示し方を分かりやすく工夫することとした。

の線量の低下状況を予測し、復興拠点選定の判断材料に資するため、以下の解析手法の整備を行った。

① 実施内容帰還困難区域の面積は、これまで RESET で対2ⅰ)広範囲を対象とした膨大なデータを処理

象とした面積（1 km 未満）に比べ、遥かに大きし、地図上で可視化する仕組みを開発した。

い（377 km2)ことから、従来どおり歩行サーベⅱ)歩行サーベイによるデータでなく、航空機

イ等で数メータ間隔の空間線量率を得ることはモニタリングデータを活用できるような手

時間とコストの面から困難であった。また、計法を調査・導入した。

算対象領域（図 5-11）が桁違いに大きいことかⅲ)除染係数については、帰還困難区域におけら、復興拠点の範囲・境界が判断できる程度のる除染モデル実証事業で測定された既存の分解能で土地利用区分に応じた予測解析を行う

関係データからの推定を検討した。

図 5-11 帰還困難区域における解析対象とした宅地・農地
解析対象は、帰還困難区域（右図の赤線の枠内）の内側で緑で示した宅地・農地の範囲。

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ⅳ)さらに精度向上を図るため、ウェザリング

ⅳ）2 成分モデルによる空間線量率の将来予測

効果を考慮した方法の導入も検討した。

RESET にはウェザリング効果を考慮した精度の高い予測機能は無かったので、原子力機構が② 主な成果できるだけ現実的に信頼性をもって復興拠点開発した「空間線量率減衰の 2 成分モデル」にの線量の低下状況を予測し、復興拠点選定の判よる予測計算を RESET の除染シミュレーション

断材料に資するため、抽出した問題点を下記の結果を使ってできるように後処理プログラムをとおり解決した。

作成した。
「空間線量率減衰の 2 成分モデル」のⅰ）広域シミュレーションの大量データ処理と除染済みエリアへの適用性については、環境省

可視化が公表している除染済の 20 地区を対象とした帰還困難区域は広い面積を占めるため、
RESET

空間線量率の追跡調査結果と比較することによで利用できる最大のメッシュ（50 m メッシュ）

り、除染済のエリアに対しても精度よく線量予を使っても従来の約 350 倍の面積のシミュレー

測ができることを確認した。

ションが必要となる。さらに RESET には複数の

さらに、自治体が復興拠点の設置場所を検討

領域のシミュレーション結果を一括して表示すする際や、重点的に除染場所を判断する際の材る機能が無いため、各メッシュに必要な情報や料となるように、
解析結果の示し方を工夫した。

結果（土地利用、除染係数、空間線量率）を地年間の追加被ばく線量基準の視点では、除染を図上で可視化する工夫を施した。

実施する地域を定める際の基準である 1 mSvⅱ）航空機モニタリングを地上測定値に直す換（0.23 μSv/h）と、避難指示解除の基準である

算係数

20 mSv（3.8 μSv/h）との 2 区分だけでなく、航空機モニタリングと走行サーベイデータの除染特別地域における除染の方針（除染ロード比較から、地上測定結果は航空機モニタリングマップ）で示された、線量に応じた除染の実施

結果より低めになることがわかっていたが、こ

順序等の区分目安（1.0μSv/h）や除染特別地域の評価にあたっては統計処理によって換算係数の作業における除染電離則の適用基準（2.5μ（0.69）を算出することができた。

Sv/h）等とも比較できるよう、きめ細かに解析ⅲ）除染係数の設定

結果を示した。

国や自治体が実施した除染は、対象地域の空

また、土地利用という視点で、除染範囲（宅間線量率を低減することを目的としており、各地と農地）における線量率ごとの面積比を表示

作業の除染係数を評価することが目的ではなかすることや、宅地と農地だけを抽出した線量率ったため、適切な除染係数を設定する必要があ

マップの可視化も行い、線量の低下状況の観点った。そこで、2013 年度に環境省が実施した「帰から復興拠点の設置場所等を検討しやすくした

還困難区域の除染モデル実証事業」の 6 地区を（図 5-12、5-13）。

始め、福島市 21 地区、除染特別地域 4 町村で行復興を目指す自治体に対して、RESET を用いわれた膨大な除染結果を調査し、同調査で得らて帰還困難区域における除染シミュレーションれたデータを整理・集約して、空間線量率の高を実施し、除染することで 5 年後の帰還困難区

い帰還困難区域で適用できる信頼性の高い除染域の全てにおいて、避難指示解除の基準である係数を推定した。

年間の追加被ばく線量 20 mSv（3.8μSv/h）を

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下回ることを示すことができ、復興拠点設定の参考情報になった（図 5-14）。
(4) まとめ
帰還困難区域にある地元自治体の要請に基づき、除染シミュレーション結果と線量率の将来予測結果を提供した。除染することで 5 年後の帰還困難区域の全てで避難指示解除の基準である年間の追加被ばく線量を下回ることなどを示すことができ、復興拠点設定の参考情報になった。帰還困難区域と接する避難指示区域の除染効果評価では国による境界部の帰還困難区域の除染が実現するなど、地元自治体の復興計画の立案等に貢献した。

図 5-12 除染前の空間線量率予測マップ
航空機モニタリングの結果から除染前（2017年4月1日時点）の空間線量率マップを予測した。
地図データ©2017 Google. ZENRIN

図 5-13 除染後の空間線量率予測マップ
実際の除染は、2017年度から2021年度にかけて順次行われるが、除染による空間線量率の低減効果が除染の時期に依らないと仮定すると、除染をいつ実施しても除染後のある時点における空間線量率は同じになることから、シミュレーションでは除染終了日を2017
年4月1日に統一した。
地図データ©2017 Google. ZENRIN

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図 5-14 空間線量率の区分毎の除染後の宅地・農地の面積比率の推移予測（参考として未除染の場合も提示）
除染の実施で、避難指示解除を目指す 5 年後には、約 7 ％の面積が 0.23 μSv/h 未満になり、3.8 μSv/h (年間20 mSvに相当)を超える面積は 0 になる。除染直後の空間線量率は除染をしない場合の約 20 年後に相当し、除染後 20 年後の空間線量率は除染をしない場合の約 50 年後に相当することから、除染の実施により線量率の低
減が 20～30 年早くなる。

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ついては、事故直後から UAV 本体と検出器と組

5.3.2 モニタリング技術開発の進展
事故後、放射線モニタリング技術は、ニーズ

み合わせたシステム化に着手し、除染前後のモに合わせて様々な技術開発が行われた。ここでニタリングや 1F 構内のモニタリング等に活用

は、原子力機構の開発した 3 つの放射線測定技するなどの実績を重ね、2012 年 8 月には、
「マ術について紹介する。

ップ事業」において、1F 周辺のモニタリングのツールとして採用された 5-6)。図 5-15 に 1F 周辺(1) UAV を用いた放射線測定技術におけるモニタリング結果例を示す。このよう

5.2.1 で述べたように、有人のヘリコプターに、有人のヘリコプターよりも低高度でのフラを用いた空からの放射線モニタリング技術は、イトが可能であるため、より詳細な放射線分布

広域な放射線分布を短時間で可視化する技術とマップの作成が可能である。R-MAX G1 は 2011

して効力を発揮した 5-4)。そのような基礎技術と年度から年間 100 時間以上のフライトを実施し、近年技術革新の目覚ましい UAV (Unmanned

運用当初でのオペレータによる人的事故以降、Aerial Vehicle) を組み合わせ、有人のヘリコ

大きなトラブルなしに運用されている。2019 年

プターを用いるより、さらに詳細に分布を測定

からは、エンジン性能が向上した後継機であるする技術を生み出した 5-5)。

FAZER-R により、現在でもモニタリング事業が特に、1F 事故以前から日本国内で主に農薬散継続されている。本モニタリング技術の高度化

布用として用いられていたヤマハ発動機社製のに関する取り組みは続いており、近年では、こR-MAX G1 (現在は後継機種である FAZER-R) にれまで取得した放射線のビッグデータと写真測量で取得できる地形データを学習させ、人工知能により自動的により詳細なマップを再現させる技術開発に成功した。
さらに、応用技術として、ヘリコプターよりフライト時間の長い無人飛行機 (最大 6 時間)による放射線測定技術について、JAXA と 2012
年から共同研究を開始し、3 年間で機体を完成させた。
本システムはUARMS (Unmanned Airplane
Radiation Monitoring System) と名付けられ、
1F 周辺での多くのフライト試験を行うことにより運用技術の確立までこぎつけた 5-7)。また、ドローンについても、機体の開発を注視しつつ適用可能な放射線検出器をカスタマイズするな
どの研究開発を続けている。これらの、開発経
験は、政府が現在検討を始めた原子力防災にお図 5-15 2013 年と 2017 年に実施された無人機によるける無人機の活用に活かされつつある。

モニタリング結果
左 R-MAX G1: 年間 100 時間以上のフライトを実施
右 現行機である FAZER-R

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PSF の特徴は、サーベイメータ等と比較する(2) プラスチックシンチレーションファイバ
事故後の放射線計測のニーズとして、広い範と検出部が長いことと位置を検出できることに囲を効率的に測定できるいわゆる“面”での測ある。
そのような特徴を生かし、事故後初期は、定技術が求められた。
具体的なニーズとしては、除染前後の測定ニーズに応えてきた。PSF で地除染の前後の測定や局所的な空間線量率の高い

表面ぎりぎりをスキャンできるような台車を準場所 (ホットスポット) の探査等である。原子備し、そのデータからリアルタイムに放射線分力機構では、そのようなニーズに応えるためプ布のマップを作成できるシステムを開発した。

ラスチックシンチレーションファイバ (PSF)

図 5-17 に除染効果確認のためのシステム構成の開発に取り組んできた(図 5-16)5-8)。PSF は光と除染前後の測定例を示す。このように最大 10ファイバのコア材に放射線に感度のあるプラス

m の範囲を一度に計測可能であり、地面の亀裂

チックシンチレータを使用している。ファイバ

等の比較的高い放射性セシウムのホットスポッ

内に放射線が入射すると光が両端に配置されてトが検知できている。また、除染前後で比較すいる光電子増倍管に伝わり、光を検知した時間

ることから除染の残しや効果の確認も視覚的に差で放射線が入射した位置の特定が可能である。

判断できる。

PSF の歴史は古く、1980 年代に高エネルギー物

一方、PSF はβ線にも感度があることから、理の分野で高速荷電粒子の飛跡測定用を目的と

1F の廃炉現場でも活用されている。1F では、汚して開発され、2000 年代には、時間差の測定手

染水の管理に苦労しており、特に海洋等への敷法と組み合わせて原子炉内や施設内の線量率分

地外への漏出を防ぐため、リアルタイムにモニ

布測定用途として応用されていた。1F 事故後は、ターすることが求められていた。PSF はコイル

環境測定用に応用することを試みてきた。

状に巻いて使用することにより、水との接触面積を大きく確保でき、比較的低い濃度まで検知可能なモニターとして重宝されている。

図 5-17 除染効果確認のためのシステムと除染前後での測定例
PSF の検出部と地上の距離は10 cm 程度で移動しな

図 5-16 プラスチックシンチレーションファイバのがらリアルタイムに測定可能。

概観
ファイバ内に入射した放射線による発光の時間差によって位置を特定可能。

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ング手法の開発に着手し、2016 年からは原子力(3) 水底の放射線モニタリング技術
1F 事故後、営農再開において、もっとも課題

防災への適用を目指した新たな ASV の開発を海となったのは、農業用の福島県内に 3,600 か所

洋研究開発機構（以下「JAMSTEC」という）と行ある農業用のため池底の放射性セシウムの分布っている。本 ASV は浜通り企業を中心として開状況の把握である。従来行われていた、サンプ

発 さ れ 、 i-BOAT (Intelligence Boat for

リングによる水底の濃度測定は時間と手間がかOceanologic Survey from Hama-dori) と名付

かり、全体像の把握が難しいという課題があっ

け、運用技術の最適化を行っている(図 5-20)。

た。
前述した PSF の検出部はファイバであり、機械的な要素もないことから水中での測定にも向いている。農業用のため池底の放射線分布を計
γ線エネルギー (keV)

測する用途が浮上し、水中測定用のカスタマイズを行った。本技術は農林水産省の「ため池の放射性物質対策技術マニュアル」に採用され、2013 年度から水土里ネット福島に技術移転を行い、現在でも農業用ため池の測定ツールとして利用されている (図 5-18)。
さらに水底の直接測定技術は発展を見せており、水底の表面でγ線スペクトルと取得するだ
けで、放射性セシウムの鉛直方向の分布を推定できる分析手法を考案した(図 5-19) 5-9)。この

図 5-19 スペクトル情報を利用した水底の深度方向手法により浚渫深さの決定やインベントリー評の放射性セシウム分布推定手法

価が可能となる。また、より広域な水域への適表面で測定するだけで放射性セシウムの深さを推定可能。

用のための技術開発が行われている。2014 年から 無 人観 測船 (ASV: Autonomous Surface
Vehicle) による河口域の水底放射線モニタリ

図 5-20 福島沖の河口域で放射線モニタリングに活用されている無人観測船 (ASV)
左: i-BOAT (JAMSTEC 所有), 右: Windy-3S (WindyNetwork 所有)

図 5-18 農業用ため池底の放射線分布測定例
東側の浚渫を行った場所の濃度低下が可視化されて
いる。

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5.3.3 モニタリング・被ばく評価技術の活用

結果に基づき、復興拠点区域内の行動パターン

1F 周辺に位置する大熊町等では、2022 年春頃を設定し、空間線量率分布測定結果や大気中放までの避難指示解除を目標に、復興拠点の除染

射性物質濃度の測定結果等の実測データを用いやインフラ等の整備が行われている。これに併て、実測データの代表値を用いた評価（決定論

せ、内閣府原子力被災者生活支援チーム（被災的評価）と実測データの分布を用いたモンテカ

者支援チーム）は、復興拠点への住民の帰還をルロ解析（乱数を用いたシミュレーション）に

現実のものとすべく、必要な放射線防護対策のよる線量分布の評価（確率論的評価）を実施し検討を進めている。原子力機構では、2018 年夏て求めた（図 5-21、5-22）。また、大気中放射性から被災者生活支援チーム等からの協力依頼に物質濃度の測定結果から算出した放射性セシウ

基づき、復興拠点における(1)無人ヘリコプター

ムの再浮遊に伴う吸入による内部被ばく線量は、による迅速かつ詳細な面的な空間線量率分布状

外部被ばく線量と比べて 5 桁ほど低い値となる

況の把握、(2)代表的な地点における大気浮遊塵

ことが分かった 5-10)。

の採取と放射能濃度の測定、(3)代表的な行動パ

これらの調査結果を踏まえた放射線防護対策

ターンにおける外部・内部被ばくの評価等を実案が、第 47 回原子力規制委員会（2018 年 12 月

施している。

12 日）で了承され、具体的な対策について、国

被ばく線量は、自治体等からのヒアリングのと自治体等との調整が進められている。今後も放射線のモニタリングから被ばく評価までの一連の手法を高度化するとともに、より現実的な評価を行い、避難指示解除の加速化に直接的に貢献する成果を創出していく。

図 5-21 復興拠点のモニタリング例
2019 年 8 月 1 日現在原子力規制庁受託事業として原子

図 5-22 復興拠点の被ばく評価例

力機構が測定した結果を元に、原子力被災者生活支援

移動場所や滞在場所を想定し、当該区域の線量率をチームが作成。

抽出しリアルな被ばく評価を実施。

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5.4 環境動態研究の進捗

移動し、生活に影響を及ぼすのではないか」と

5.4.1 福島長期環境動態研究

いった懸念の声が聞かれた。具体的には、土壌(1) 環境動態研究のねらい

粒子等に吸着された状態の放射性セシウム（懸原子力機構が進めてきた除染モデル実証事業

濁態）が森林から流出し、生活圏近くの河川敷の成果に基づき、避難指示解除に向けて生活圏に堆積することにより、空間線量率が上昇するの除染が行われてきた。一方で、大部分の森林可能性が考えられた。また、イオンのように水は未除染のままであり、現時点で、除染の計画に溶けた状態の放射性セシウム（溶存態）は生もないことから、除染モデル実証事業を実施し物に取り込まれやすいため、河川水中の放射性た自治体や住民の方々からは、「未除染の森林かセシウムの溶存態濃度が上昇し、農産物や水産ら放射性セシウムが風や雨、河川水等によって物中の放射性セシウム濃度が増加する可能性が考えられた（図 5-23）。このため、放射性セシウムの移動・堆積挙動に関する知見・データを蓄積し、科学的根拠に基づき挙動を定量的に推測するとともに、関係機
関・自治体に適時・的確に情報提供する必要があった。
そこで、原子力機構では、2012 年秋から、現地調査・
室内実験・計算機シミュレ

図 5-23 環境中におけるセシウムの化学形態と特徴の違いーションにより、福島県の生態系への移行は溶存態、環境中での蓄積は懸濁態が重要。

環境中に放出された放射性物質の移動挙動を解明・予測することを目的として、
福島長期環境動態研究（FTRACE プロジェクト）を開始した（図 5-24）5-11),5-12）。本
項では、このうち、現地調査・室内実験について述べる。

図 5-24 環境中におけるセシウムの動態研究のモチベーション
現地調査・室内実験、解析ツール整備、情報提供を一体的に進めた。

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JAEA-Review 2020-023(2) 実施内容
1F 事故で陸域に放出された放射性セシウムの約 70％は森林に沈着したが、生活圏となっていない大部分の森林は当面除染される予定がな
く、放射性セシウムの大きなインベントリーとして懸念されていた。そこで、現地調査・室内
実験では、
福島県浜通りの 8 河川水系
（太田川、
小高川、請戸川・高瀬川、前田川、熊川、富岡川（荻ノ沢川を含む）、井出川、木戸川下流域、
図 5-25）を対象とし、水源であり放射性セシウ
ムの流出源となりうる森林から河口域まで、様々な環境中の放射性セシウム濃度データを取得し、水系全体における放射性セシウムの移動・堆積挙動を定量的に評価した。特に、一つの河川水系の水源となる森林から河口域まで、系統的にデータを取得することにより、河川水系全

図 5-25 調査対象河川水系と空間線量率分布（2014年 11 月 7 日時点）
小高川から富岡川までの比較的線量率が高いエリア

体における放射性セシウムの挙動を俯瞰するこを流れる 5 河川水系で調査研究を開始し、その後自とを目指した。また、複数河川を同一手法で調治体等のニーズを踏まえ、8 河川水系にまで拡大し査・比較することにより、放射性セシウム移動た。

の支配因子解明を目指した。
(3) 主な成果① 森林調査森林内における放射性セシウム移動量の調査（図 5-26）の結果では、総沈着量の 90％以上の放射性セシウムは、既に樹冠から地表に移動しているが、森林地表面から河川水系への流出率
は、樹種や斜面の傾斜によらず、1 年間に総沈着量の 0.1％程度と極めて低かった（表 5-2）5-13)。
雨が降った時には、土壌粒子とともに放射性セシウムが流出することが考えられるが、それは主に、水滴が地表面に落ちた時の衝撃（雨滴衝

図 5-26 森林内におけるセシウム移動量調査

撃）で土壌粒子が飛散し、地表面を流れる水流

林内雨（中央の白いロート）、樹幹流（左の幹に巻い（表層流）によりその粒子が押し流されることた灰色のプラスチックシート）、落葉・落枝（左奥ので起こる。しかし、リター（腐葉土）や下層植生が繁茂していると、雨滴衝撃や表層流の力が

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白いネット）による樹冠から地表への移動や、地表面での移動（右奥の板で囲った区画）を観測している。

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抑えられるため、森林からの流出率が極めて低ノコ等への放射性セシウムの移行係数を定量的くなると考えられた。また、放射性セシウムはに評価した。樹木では、養分とともに樹木内を運

土壌中の粘土鉱物に強く吸着されるため、水のばれること（転流）により、葉、木材、果実等に浸透に伴う深さ方向への移動も極めて遅いこと

放射性セシウムが移行しているのが認められ、から、将来においても、森林内の放射性セシウ

一部の山野草やキノコでも高い移行係数を示し

ムは、地表から 10 cm までの表土中に長くとどたことから、今後もこれら樹木、山野草、キノコ

まると予測される。

等への放射性セシウムの移行について、継続し同一の森林内における樹木各部、山野草、キ
表 5-2 森林からのセシウム流出率
樹種や傾斜によらず、流出率は極めて低い。

て観測する必要があると考えられた 5-14),5-15)。
② 河川調査1 年間に河川水系から海に流出する放射性セシウムは、河川水系全体の初期沈着量の 1％未満で、大部分は年数回の高水時に懸濁態として移動し、ダムのない河川で比較的多かった。河
川敷のうち、1 年に 1 回程度の高水時のみ浸水する高水敷付近では、放射性セシウムを含む土

図 5-27 小高川河川敷の空間線量率分布の経時変化
2014 年には、河道からやや離れたところに空間線量率が比較的高い場所が認められる．その後、時間とともに、空間線量率が減少していくのが分かる．特に、2015 年（平成 27 年）年 9 月の関東東北豪雨や、2019 年（令和元年）
10 月の台風 19 号とその後の大雨など、災害を引き起こすような大雨の後は、空間線量率が大きく低下している。

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壌粒子が堆積しているのが認められたが、生活放射性セシウム沈着量により決まるが、最も濃圏の空間線量率への影響はほとんどなかった。

度が高い河川でも現在では 1 Bq/L 未満と、飲料

その後、大雨の際に上流から流れてくる放射性水の基準である 10 Bq/L を大きく下回っており、

セシウム濃度の極めて低い土砂が堆積すること

灌漑用水として用いても玄米中の放射性セシウ

により、放射性セシウムの放射性崩壊による放ム濃度への影響は無視できると考えられた。河

射能の減衰より速い速度で、空間線量率は減少

川水中の溶存態濃度及び懸濁態中の濃度は、放した（図 5-27）5-16)。特に、2015 年（平成 27 年）

射性セシウムの放射性崩壊による放射能の減衰

年 9 月の関東東北豪雨や、2019 年（令和元年）

より速い速度で、時間とともに減少した（図 5-

10 月の台風 19 号とその後の大雨など、災害を

28）5-17)。このように溶存態濃度が非常に低い環引き起こすような大雨の後は、上流から大量に境下でも、ヤマメやアユ等、ごく一部の淡水魚

土砂が流出し、堆積するため、空間線量率は大種については 100 Bq/kg を超える放射性セシウ

きく減少した。

ム濃度が観測されていることから、今後も継続

また、農林水産物中の放射性セシウム濃度に的な観測が必要である。淡水魚への放射性セシ

影響を与える溶存態は、森林湧水点付近で溶出

ウムの移行については、
5.4.2(3)④に詳述する。

していると考えられた。その濃度は、源流域の放射性セシウムの多くは、放射性セシウムを吸図 5-28 太田川（左）及び請戸川（右）における河川水中の溶存態セシウム濃度（上）及び懸濁態中のセシウム濃度（下）の経時変化
いずれも 2～3 年程度で濃度は半減している。

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着しやすい粘土鉱物の一種である風化黒雲母に5-30）。これは、湖底堆積物からの溶出によるも

強く吸着され、河川を移動すると考えられる。

のと推測されるが、春から秋にかけて水温躍層

一方で、河川敷や河床の堆積物は、比較的粒径が発達した場合、表層水と底層水は混合せず、が大きく、雲母鉱物のほか、角閃石等の有色鉱

表層水のみが下流に放水されることから、灌漑物や石英、長石等の無色鉱物にも同程度の放射

用水への影響は限定的であることが明らかとな性セシウムが含まれていた。
中でも角閃石には、った。ダム湖に比べて水の交換速度が遅いため雲母鉱物と同程度の濃度の放射性セシウムが含池では、溶存態濃度が比較的高いものの、ためまれており、特に堆積場での挙動において、重池の多くに認められる水草や藻類への濃縮は顕要な役割を占めていると考えられた 5-18)。

著ではなく、影響は小さいと考えられた 5-21)。

③ ダム・ため池調査④ 河口域調査

ダム湖では、高水時に土壌粒子とともに流入

河口域において、比較的放射性セシウム濃度する放射性セシウムの約 90％が堆積しており、が高い堆積物が認められたのは、粒径の細かい

下流への懸濁態の流出が抑制されていた

5-19)

。

シルト成分が堆積している場所であった（図 5-

湖底堆積物の深さ方向の濃度分布や湖に流入す

31）。
シルト成分の堆積物が認められるのは凹状

る土壌粒子中の放射性セシウム濃度の時間変化の窪地であったが、そのような地形はごくわず

から、土壌粒子とともに流入する放射性セシウ

かで、他の場所における堆積物中の放射性セシ

ム量は時間とともに減少していると考えられた

ウム濃度は河床堆積物の 1/100 以下であった。

5-20)。大柿ダムの場合、ダム湖に流入する河川水したがって、放射性セシウムを吸着した土壌粒とダム湖から放流される水の中の溶存態濃度は、子の大部分は沖合に移動しており、沿岸付近へ

冬に低く夏に高い季節変動を示しながら、徐々の堆積による影響は限定的と考えられた 5-22)。

に減少した（図 5-29）。一方、ダム湖水中の深さ方向の溶存態濃度の分布をみると、表層より底層の方が、溶存態濃度が高いのが認められた（図

図 5-29 大柿ダム湖に流入する 2 河川（請戸川・小出谷川）および

図 5-30 大柿ダム湖水中の溶存態セシウム

大柿ダム放流水中の溶存態セシウム濃度の経時変化

濃度の深さ方向の分布

夏時期（黄色網掛け部）に濃度が高く、冬に濃度が低くなるという湖底（グラフ下方向）付近では、表面付近

季節変化を繰り苛性ながら、徐々に濃度は減少している。

に比べて、溶存態濃度が高くなっている。

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図 5-32 主要な市街地表面要素ごとの相対的なセシ
ウム沈着量の経時変化
土壌等の浸透しやすい面に比べて、舗装面等の浸透しにくい面には、2011 年 12 月の時点で既に初期沈着量の 2 割程度しか残留していない。

図 5-31 請戸川河口域の堆積物の分布と堆積物中放射性セシウム濃度の経時変化は相対的に線量率が高かった。複数方位の線量

請戸川の河口から近く、シルト成分が堆積しやすい場

率分布が得られた山域では、1F からプルーム移所では、比較的濃度が高い堆積物が認められるが、動方向に対する登山道の線量率が他の方位と比

そのような場所は限られており、他の場所の堆積物

較して相対的にやや高い傾向が見られた。
特に、中の放射性セシウム濃度は極めて低い。

1F から北西方向の高太子山では、顕著な方位依⑤ 市街地・生活圏調査
市街地では、土被覆面に比べて、アスファル
トや建物壁・屋根等の被覆面の沈着量は半分程
度で、洗い流し等により放射性セシウムが流出しやすいと考えられた（図 5-32）5-23)。また、排水溝流水中の溶存態の移動挙動を調べたところ、降水直後に濃度が急激に増加するのが認められた。さらに、除染された市街地や農地等の生活圏における線量率分布の経時変化を調べたとこ
ろ、降水後に地表面に落葉や土砂が堆積し、一時的に地表面の線量率は高くなるものの、空間線量率への影響はほとんどなく、全体として物存性が認められた（図 5-33）。これらの特徴は、
乾性沈着の影響が大きいことを示唆している。
また、1F 近傍の 3 座（日隠山、十万山、大倉山）
で歩行サーベイにより取得した放射性セシウムの沈着量分布をみると、登山道の線量率は、十万山では登山道山麓付近で、他 2 座では中腹で高く、放射性プルームの通過した高さとの相関が疑われた。この山域調査で取得した線量率分
布データは、後述する十万山林野火災時の影響
評価の際に、火災前のバックグラウンドデータ
として役立てられた。

理減衰より速く低減した 5-24)。
(4) まとめ複数の河川水系において、森林から河川水系⑥ 山域・初期沈着調査
本調査で対象とした登山道の線量率分布の共通的な特徴として、針葉樹林内での線量率分布を通り河口域に至る放射性セシウムの動きを系
統的かつ定量的に把握することができた。残存する放射性セシウムのインベントリーの大部分

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を森林が占めていること、森林からの年間の放射性セシウム流出量は森林内全インベントリーの 0.1％程度と極めて少ないこと、森林内土壌に含まれる粘土鉱物が放射性セシウムを強く吸着するため河川水中に溶出する放射性セシウムの濃度は極めて低く、飲料水や灌がい用水として利用可能なレベルであることなどを明らかにした。これらの情報は、帰還後に農業を再開され、河川水を灌がい用水として利用される方々
にとっては、有益な情報になったと考えている。
一方で、放射性セシウムは、長期にわたり森
林の地表から深さ 10 cm くらいまでの表土内にとどまることから、木材、キノコ、山野草等の林産物への影響については、長期的に観測していく必要がある。また、河川水中の溶存態濃度が非常に低い環境下でも、ヤマメやアユ等、ごく一部の淡水魚種については 100 Bq/kg を超える放射性セシウム濃度が観測されている。放射性セシウムの移行経路を明らかにし、将来の濃度予測を行うために、今後も継続的な観測が必要である。

図 5-33 高太石山の空間線量率の分布（1 m 高さ、2017 年 11 月測定）
1F からの放射性物質の流れに面する方向で線量率が相対的に高いことが分かる。

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JAEA-Review 2020-023(2) 実施内容

5.4.2 環境動態のモデルによる定量的評価

計算機シミュレーションの開発にあたり、原(1) 環境動態のモデル評価のねらい
現地調査・室内実験により、福島県の環境中子力機構では、移動を支配する物理・化学現象における放射性セシウムの挙動が明らかになりを明らかにし、個々の支配現象を表現する数理つつあった。放射性セシウムの挙動に基づき、モデルを組み合わせ、将来の放射性セシウムの将来の環境中における放射性セシウムの分布状

挙動を表すモデルを構築する現象論的なアプロ

況を推測することは、将来の外部被ばく線量や、ーチをとることとした。これにより、過去の調

農産物・林産物・水産物中の放射性セシウム濃査中に起こっていない自然現象を想定した放射度を推測する上で不可欠である。陸域における性セシウムの移動予測を可能にすることを目指

放射性セシウムの水平方向及び鉛直方向の濃度した。これまでの将来濃度予測手法は、濃度デ

分布は、外部被ばく線量の予測に必要不可欠なータの変化傾向を簡単な関数で表した経験式を情報である。
また、
農産物や林産物に関しては、用いて将来挙動を推測する経験的な手法が主で陸域における放射性セシウム濃度に加えて、かあったが、この手法では年間の平均的な挙動しんがい用水として使われる河川水やダム湖水、か推測できず、様々な自然現象や環境条件の変森林内の林内雨や表層水等の環境水中の濃度も、化を想定した放射性セシウム移動・堆積のケー濃度を決める重要なファクターとなる。水産物

ススタディは不可能であった。

については、いくつかの放射性セシウムの移行

また、評価対象範囲、時間スケール、取り扱

経路が考えられるが、水中の放射性セシウム濃う物理化学現象の詳細度が異なる複数のモデル度が大きな影響を及ぼすといえる。

を用意し、評価に必要な適切な組み合わせを提原子力機構では、放射性セシウムの環境中に供することとした。例えば、河川水系全体におおける移行挙動を定量的に推測するため、いくける放射性セシウムの挙動評価は、大きな空間

つかの計算機シミュレーションモデルを整備し、スケールのモデルを使用し、陸域のごく表層に

将来の被ばく予測を可能としてきた（図 5-34）。

おける放射性セシウムの移流分散による移動挙本項では、このモデルと主な解析結果について動、高水時の河川敷における侵食・堆積挙動、述べる。

ダム湖や河口域のような水深が深く流れも複雑

図 5-34 環境中におけるセシウムの動態解析ツールの概要
流出源である森林から外洋まで、生態系も含めた環境中の要素間の個々の移行プロセスに着目しているのが特徴。

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な領域における移動・堆積挙動等については、

射性セシウムの年間流出量は観測結果と整合しより詳細なモデルを整備した。

たが、それ以降は、特に阿武隈川について、観さらに、単に放射性セシウムの移動挙動を評測されている早い減少傾向を再現できていなか価するのではなく、移動により起こる将来の空った。そこで、放射性セシウムの垂直方向の移間線量率の変化や、農林水産物中の放射性セシ

行や土壌への吸着過程等を考慮し、SACT を改良

ウム濃度の変化等、
福島県の自治体、関係機関、したところ、観測結果を再現できた 5-26)。

住民の方々が必要とするところまで評価することを目指した。

② 河川水系全体
河川水系では、特に高水時に、大量の土砂や(3) 主な成果

河川水とともに、放射性セシウムの移動が起こ① 陸域

り、放射性セシウムの濃度分布が劇的に変化す

土砂とともに移動・堆積する放射性セシウム

る可能性がある。そのため、既存の三次元水循の挙動を解析・予測するため、まず、一般的に環モデル GETFLOWS を用いて、陸域から河川水系

利用されている土壌流亡予測式（USLE）と地理

全体における懸濁態及び溶存態形態の放射性セ

情報システム（GIS）を活用した簡易迅速な土砂シウム移動挙動を解析した。
浜通りの 5 河川（小及び放射性セシウム移行解析モデル SACT を構

高川、請戸川、 前田川、 熊川、富岡川）を対築した。試解析の結果、ダム湖や貯水池におけ象とし、2011 年 9 月の台風時と 2013 年（9 つのる顕著な堆積や、シルト・粘土等の細粒成分の出水が発生）における放射性セシウムの河口か遠方への運搬等が計算で再現され、定性的にはらの流出量を計算した結果、観測値をよく再現

既存の観測結果と概ね整合的であることが確認した（図 5-35）5-27)。富岡川の支流である荻ノ沢された。また、放射性セシウムの約 70％は森林

川では、より詳細な解析を行ったところ、河道に沈着したが、森林から流出する放射性セシウへの放射性セシウムの供給は主に河川近傍と森

ムは、全流出量の約 33％に留まり、農耕地から林のガリ（水で侵食された溝状の地形）で発生の流出の方が多かった

5-25)。一方、2011 年の放し、河川から離れた森林域における寄与は小さ

図 5-35 水環境シミュレーションを用いた河川水系からのセシウム流出比
上流にダムがある請戸川及び富岡川で、流出比が小さくなっていることがわかる。

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いことが示唆された 5-28)。一方、溶存態は、放射ングを収着と脱着の速度の違いによって、それ性セシウムの移動挙動への寄与は小さいものの、ぞれ再現することが可能になった。これは、陸生態系への移行評価上、濃度評価は重要である。

域からの放射性セシウム供給能力の時間変化の溶存態の放射性セシウム濃度と懸濁態等、固相再現に役立つものである。

に吸着された放射性セシウム濃度が、一定の比

2 次元河川シミュレーションコードNays2D をとなるところで吸着・脱離がバランスすること用いて、大柿ダムでの懸濁態放射性セシウムのを仮定した吸脱着モデル（分配係数モデル）を

移動・堆積挙動の予測を試みた 5-32)。2013 年 9

用いて、河川水中の溶存態及び懸濁態濃度を解

月の洪水時や平均的な洪水時の流量等を条件と析した。その結果、平水時及び出水時の懸濁態して計算したところ、粒径の小さいシルト及び濃度は再現できた一方、平水時の溶存態濃度の粘土の挙動はダム放流口の高さに大きく依存し、季節変動（夏に高く、冬に低くなる）や出水時

排水口の位置を高くすることでダム内にシルトの一時的な濃度上昇を再現することができなか

及び粘土を多く沈殿させることが可能であるこった 5-29)。

とを示した。

データが少ない 1F 事故直後の河川から海洋への放射性セシウム流出量を推定するため、タ④ 生態系移行

ンクモデルと L-Q 式を用いた簡易な流出モデル

放射性セシウムの森林内での循環と河川へのを構築した 5-30)。事故後約半年間における放射流出、渓流に生息する淡水魚への移行を考慮し性セシウム流出量〔（ ）内は流域沈着量に対すたコンパートメントモデルを構築した 5-33)。そる流出率〕は、阿武隈川及び浜通り河川についの結果、淡水魚に影響を与える放射性セシウムて、それぞれ 18 TBq(3.1％)及び 11 TBq(0.8％)の流出源は、落葉の河川への直接流入、落葉層であった。これらは 2011 年 9 月以降の流出率

からの側方流入、土壌層からの側方流入の 3 つに比べ 1～2 桁程度高かったが、1F からの直接からなることがわかった。また、森林内の放射放出(3.5 PBq)及び大気由来の沈着量(7.6 PBq)

性セシウムの循環は、
事故後 10 年程度で平衡状に比べ、2 桁程度小さいため、海洋への影響は態に近づき、それに伴って河川水や淡水魚の放限定的であることが示唆された。

射性セシウム濃度は、物理減衰程度になると推測された（図 5-36）。

③ 詳細モデル
土壌中の放射性セシウムの鉛直方向移動を記⑤ 被ばく評価

述するための修正拡散-収着-固定化モデルを提
案した

5-31)

空間線量率は土壌中放射性セシウムの鉛直・。このモデルは、可逆収着サイトに対

水平分布に依存することから、移動モデルで放し、異なる収着・脱着速度を導入していること

射性セシウムの分布状況を推定できれば、空間が特徴である。これにより、これまでの単純な線量率を計算することができる。そこで、任意指数関数による経験的なフィッティングでは再の放射性セシウムの土壌中分布から線量率を計現できなかった初期の比較的速い深さ方向への算するツールを開発した 5-34)。放射性セシウム

移動を分配係数、収着速度、分散係数によって、の分布状況既知の地域における実測値と解析結深い個所での放射性セシウム濃度分布のテイリ

果は整合的であった。

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備することができた。これらによって、将来の放射性セシウムの環境中及び生態系内の濃度分
布や空間線量率の分布を推定できるようになり、
各個人の行動パターンを仮定することで、個々の被ばく線量を詳細に評価することが可能になる。特に、河川水系の移動シミュレーションを用いると、極端な気象条件下も含めた様々な環
境下での移動挙動を予測するケーススタディが可能となり、災害対策検討への活用も期待できる。
一方で、生態系中の濃度予測に不可欠な河川
水中の溶存態濃度については、季節変動や降雨
図 5-36 ①河川への落葉、②落葉層からの流出、③時の変化を十分再現できておらず、溶存態の生有機土壌層からの流出を考慮した渓流魚中のセシ

成メカニズム解明も含めたさらなる調査・研究

ウム濃度予測が必要である。

森林からのセシウムの流出が、間接的に魚中の濃度に影響を与えている可能性を示した。

このような空間線量率のシミュレーション精度を向上させるため、環境中の放射性セシウムの分布の違い、例えば、農地、都市、森林における三次元的な放射性セシウムの分布状況の違いや遮へいの効果を考慮した、現実的なモデルの構築を試みた 5-35)。160 m 四方のモデルエリア
に対して得られた空間線量率の分布は、歩行サーベイの結果とよく一致した。
(4) まとめ
環境中に沈着した放射性セシウムについて、
森林等から土壌とともに河川水系に流出する挙動、河川水系で溶存態・懸濁態となって移動・堆積する挙動、溶存態が土壌や河川水等から生態系に移行する挙動等、環境中での移行挙動を
シミュレーションできる様々な詳細度のツールを整備した。また、放射性セシウムの 3 次元的な分布や建物・森林等による遮へい効果に基づ
き、空間線量率の分布を計算できるツールも整

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5.4.3

環境動態の研究成果の公表と国・自治(2) 実施内容情報提供環境の整備にあたり、以下の点を念体への情報提供頭に置いた。

(1) 情報発信のねらい
環境動態研究では、地表に沈着した放射性セ・長期調査データ、移動予測、被ばく評価等をシウムの 7 割が分布する未除染の森林から、放包括した評価システムを構築する。

射性セシウムが移動することで引き起こされる・調査や解析で得られた科学的知見とともに情生活への影響に関する様々な懸念に、科学的根報を提供する。

拠をもって答えることを目指した。そのため、・研究者の提供しやすい形ではなく、住民の特徴の異なる福島県浜通りの 8 河川水系を対方々や自治体のニーズに適した活用しやすい象として、水源となる森林から河口域に至る系

形で情報を提供する。

統的な現地調査と、様々な空間・時間スケール

・任意の地点における空間線量率や環境中の放での解析を可能とする計算機シミュレーション

射性セシウム濃度の将来予測を可能にする。

の構築と解析を実施してきた。これらにより得・整備の過程で 2016 年 12 月 1 日に原子力委員られた知見を、住民の方々の帰還や帰還後の安会から示された「理解の深化 ～根拠に基づく

全で安心な生活の実現、自治体の復興計画策定

情報体系の整備について～（見解）」を踏まえ、等に活用頂くためには、ニーズに具体的に応え情報の階層化と体系化を進める。

るような形での情報発信が必要である。
そこで、原子力機構では、誰もが福島の環境(3) 主な成果

情報に簡単にアクセスでき、住民一人一人の疑原子力機構は、1F 事故後の環境中の放射性セ問や不安の解消から、自治体による被ばく低減

シウムに関する情報をまとめた「福島総合環境のための合理的な対策検討、避難指示解除等の情報サイト」を開設した（2019 年 3 月 29 日に

福島復興に係る施策の検討等に活用頂くことを

プレス発表・公開、図 5-37）。このサイトは、環目指した情報提供環境を整備した 5-36)。また、定境モニタリングデータベース、根拠情報 Q&A サ

期的に自治体や関係機関に対し、調査で得られイト、解析事例サイトの 3 つで構成されている。

た知見や、放射性セシウムの移動挙動の解析結すなわち、閲覧者が知りたい知見を、シミュレ

果等を取りまとめ、提供した。

ーション結果、根拠となる科学的知見、実測デ

図 5-37 「福島総合環境情報サイト（https://fukushima.jaea.go.jp/ceis/）」の概要
データ、科学的知見、解析結果を併せて示すことで、多角的な情報提供を目指した。

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ータの経時変化等とともに分かりやすく提示すjaea.go.jp/QA/）内容は、農林水産業の再開やることで、多角的に理解を深めていけるような、住民の方々の帰還にあたり懸念される事項を選

これまでにないマルチな情報提供環境である。

定した。具体的には、大きく「放射性物質と空それぞれについて、開発状況等を示す。

間線量率」、「被ばく線量評価」、「環境動態研究」に分かれ、さらに「環境動態研究」が放射性セシウムの移行経路である「森林」及び「河川水① 環境モニタリングデータベース
原子力機構は、事故直後に広域かつ均一な手系」に分かれている。簡潔かつ平易な言葉を用法により測定した貴重なデータを管理・保存す

いて記述するとともに、図やグラフを用いるこるため、文部科学省の「放射性物質の分布状況とで、一般の方々が見て直感的に理解すること等調査データベース」整備事業を実施し、空間ができるようにした。

線量率の測定結果や土壌・河川・地下水等の分

その後、原子力委員会から公表された「理解析結果、さらに航空機モニタリング測定結果をの深化 ～根拠に基づく情報体系の整備につい収集・統合し、2012 年 9 月に公開した。

て～（見解）」において、原子力利用に関する「根一方、文部科学省以外の関係省庁や地方自治

拠に基づく情報体系」の整備が求められた。具体が測定した貴重なデータも、様々な形式で独体的には、情報を、ⅰ)一般向け情報、ⅱ)橋渡

立して公開されていた。そこで、原子力規制庁

し情報、ⅲ)専門家向け情報、ⅳ)根拠等の各階が「放射性物質の分布状況等調査データベース」

層に区分するとともに、一般の方々が、自らのを引き継ぎ、関係機関が公開していた種々の環

関心に応じて、自らで検索して、必要に応じて境モニタリング測定結果も含める形でこれを発

専門的情報までたどれるように、各階層をつな展させることとし、原子力機構がこれを実施、ぐことである。そこで、根拠情報 Q&A サイトで活用しやすい CSV 形式等に統一した上で、2013

は、ⅰ)平易な用語で質問に対し回答する第 1

年 11 月に公開した。

層、ⅱ)やや詳しく図表や写真等を含めて一枚程

さらに、原子力機構は、数値データ、地理統

度のスライド頁で説明する第 2 層、ⅲ)文章で具計データ（標高や土地利用等）、可視化に用いる

体的・詳細な情報を説明する第 3 層、及び、ⅳ)

マッピングツール及び可視化されたデータ（マそれらの根拠となる情報源（学術論文、
報告書、

ップやグラフ等）を追加する等、ユーザーが活

官公庁のウェブサイト等）へのリンクを集めた用しやすい形に整備した「放射性物質モニタリ

第 4 層、といった階層構造を取るとともに、各ングデータの情報公開サイト」を、機構ウェブ

階層に他の階層への入り口を設置した。これにサイト上で 2015 年 2 月から公開している。

より、利用者の知識レベルに応じて、求める知（https://emdb.jaea.go.jp/emdb/）

見を自ら選択して参照することができ、必要な場合は根拠情報にまでたどりつくことができるようになった。

② 根拠情報 Q&A サイト
原子力機構は、機構が行った調査研究で得られた知見を、他研究機関等の関連調査研究結果と③ 解析事例サイト

あわせて、一問一答の Q&A 形式で取りまとめ、

原子力機構は、開発した解析モデルを利用で2016 年3 月から公開した。
（https://fukushima.

きる環境を提供することにより、利用者（主に

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自治体を想定）の求める条件に応じた解析を実く提示することで、多角的に理解を深めていけ施可能とし、意思決定に資するためのものとしるような、これまでにないマルチな情報提供環て、統合解析支援環境の構築を進めている。現境である。特に、根拠情報 Q&A サイトと解析事

在までに、まず、解析に基づく成果を取りまと

例サイトでは、情報の詳細度が異なる階層構造

め、「解析事例サイト」として公開した。

とすることで、利用者の知識レベルに応じて、（https://simu.jaea.go.jp/simulation/）

求める知見を自ら選択して参照することができ、解析事例サイトでは、解析的研究による成果を、必要な場合は根拠情報（学術論文、報告書、官(a)放射性物質と空間線量率、(b)放射性物質の公庁のウェブサイト等）にまでたどり着くこと

動き
（森林）
、
(c)放射性物質の動き（河川水系）、ができるようになった。

の三つに区分けし、根拠情報 Q&A サイトと同様

このような情報サイトは、最新の情報にタイの情報体系で整理して、個々の成果を提示してムリーに更新していくことが必要であり、今後いる。特に、森林内の樹木の各部位等の放射性も継続的に更新していきたい。また、統合解析

セシウム濃度分布の経時変化や、降雨時の河川支援環境については、最終的には、開発した解水中の放射性セシウム濃度の変化については、

析モデルを利用して、利用者の求める条件に応閲覧者がいくつかある評価エリアの中から好きじた解析を実施可能とする環境を提供し、意思な場所を選んで、解析結果を閲覧することがで決定等に活用して頂きたい。

きるようになっているのは、特徴的である。
また、この他に、年 1～2 回程度、自治体や関係機関に対して、それぞれの機関毎にニーズの高い分野を中心に取りまとめた成果報告を行い、継続的に情報を提供してきた。大熊町及び富岡町における市街地調査結果は、避難指示解除後の市街地の被ばく線量予測や除染計画の策定にとって重要な情報として活用され、特に大熊町
では、町内を流れる熊川河川敷の調査結果とともに町の広報誌に掲載され、復興計画策定等に貢献した。また、南相馬市では河川敷や山域の調査結果が市の広報誌に掲載され、帰還後の安全・安心の醸成のための情報として活用された。
(4) まとめ「福島総合環境情報サイト」は、閲覧者が知りたい知見を、シミュレーション結果（解析事例サイト）、根拠となる科学的知見（根拠情報
Q&A サイト）、実測データの経時変化（環境モニタリングデータベース）等とともに分かりやす

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5.5 環境創造センターにおける活動

災中及び鎮火後における周辺環境への影響を把

5.5.1 協力の概要

握するための調査を実施した。機構は全体研究

福島県では、県民の方々が将来にわたり安心

計画作成等で中心的な役割を果たすとともに、して生活できる環境の回復・創造に向け、モニ

環境モニタリング・マッピング技術開発及び環タリング、調査研究、情報収集・発信、教育・境動態研究を通じて開発した手法を適用して、研修・交流を行うための総合的な拠点として、調査・分析を実施した（図 5-38、5-39）。3 機関

環境創造センターを整備した。特に、調査研究の協力の結果、①延焼地からの放射性セシウムの分野では、前例の無い原子力災害からの環境の飛散は有意な量ではなく空間線量率増加もほ回復・創造のため、国内外の英知を結集して取とんど認められないこと、②延焼地からの放射組を進めていく必要があることから、福島県、性セシウム流出特性は下草やリターが焼失した

原子力機構及び国立環境研究所が緊密に連携し、斜面では流出量の増加は認められたものの、他

放射線計測、除染・廃棄物、環境動態、環境創の森林斜面における観測結果の範囲内であるこ造の 4 つの部門で進めていくこととし、2015 年と、③河川への放射性セシウムの流出状況に有4 月に連携協力の基本協定を締結した。

意な増加は確認できないこと、などを明らかに

環境創造センターでは、外部有識者の方が各した。また、火災時に採取した大気浮遊じんの研究部門の部門長を務め、3 機関の関連する調放射性セシウム濃度から推計された内部被ばく

査研究を横断的に俯瞰して、各機関の強みを生

線量は、天然の放射性物質の吸入によるものとかし、かつ、各機関が協力して効率的・効果的

比較して十分低いとの結果が得られた。得られに成果を挙げられるよう、調査研究項目を設定た結果については、
浪江町除染検証委員会（2017

している。原子力機構は、放射線計測、除染・年 10 月）、福島県廃炉安全確保県民会議（同年

廃棄物、環境動態の部門で調査研究を実施して11 月）及び福島県廃炉安全監視協議会環境モニ

おり、
次のような項目で各機関と協力してきた。

タリング評価部会（同年 12 月）にて報告した。

(1) 放射線計測

本件のような突発的な事象に対しても、各調査

・放射性物質分析技術の高度化（福島県と協力）

研究の成果や開発した調査技術を結集して取り(2) 環境動態

組み、タイムリーに自治体と地域住民の懸念の・水域における環境動態と水産物への移行挙動

払拭に大きく貢献した。

に関する研究（国立環境研究所と協力）
また、林野火災や台風・大雨による河川越流

5.5.3 協力内容（台風等による河川越流対応）などの災害が発生した際には、3 機関が協力し2019 年 10 月の台風 19 号とその後の大雨の際には、福島県内でも多くの河川で越流が確認さて影響評価に取り組んできた。

れた。その際、越流によって泥や砂が運ばれ、堆積することで、そこに含まれる放射性セシウ

5.5.2 協力内容（十万山林野火災対応）
2017 年 4 月下旬から 5 月上旬にかけて、福ムによる空間線量率の上昇を懸念する声が多く

島県の帰還困難区域にある十万山において発生聞かれた。原子力機構は、福島県と協力し、南した林野火災に対して、福島県、浪江町及び原

相馬市内の河川を対象に、空間線量率への影響

子力規制庁の要請を受け、3 機関が連携し、火

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図 5-38 林野火災時の大気浮遊じん中セシウム濃度（福島県測定）及びレボグルコサン濃度（国立環境研究所測定）の経時変化
点線が鎮火時点．鎮火後、レボグルコサン濃度は減少しているが、セシウム濃度に明確な変化は認められない。

図 5-39 林野火災前後の空間線量率分布（原子力機構測定）の比較
赤線枠内は焼損範囲。林野火災後の空間線量率の顕著な上昇は認められない。

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JAEA-Review 2020-023を調査した。土砂が堆積した複数の場所では、越流前に比べていずれも空間線量率は低下していた。特に、流域のほぼ全てが森林に覆われている小河川の調査では、土砂が堆積した下流に比べて、小河川上流の森林の方が空間線量率が高く、したがって森林表土中の方が放射性セシ
ウム濃度は高いと考えられるにもかかわらず、
土砂の堆積により下流の空間線量率は低下した。
この小河川の森林では、渓流の河道両側の森林
土壌が水流で浸食されて、深い部分の土壌が露出しているような地形（ガリー）が認められた。
このガリーに含まれている土壌や礫は、その色、粒径、形状等から、下流に堆積していたものと同様と考えられた。これらのことから、大雨で河川が越流し堆積した土砂は、河川上流の山地
森林の中でも、ガリーのように浸食されやすい場所から流出したもので、元々は放射性セシウ
ムがほとんど到達していない地表から数十 cmくらいの深さにあったものと結論付けた。これは、放射性セシウムの沈着量が多い山地森林であっても、大雨で浸食されて流出する土砂の中には放射性セシウムがあまり含まれていないた
め、将来、同様の大雨があって堆積したとしても、空間線量率はむしろ低下する方向に働く、ということを意味している。
5.5.4 まとめ現在も、放射線計測と環境動態の研究部門では、原子力機構と他機関との研究協力を積極的に進めている。このような研究協力に加え、大雨、林野火災、土砂崩れ等の災害時には、環境
創造センターの各機関の持つ研究能力を結集して、県民の安全・安心のために必要な調査・研
究・情報発信をタイムリーに行っていけるよう、
調査研究体制を整備していきたい。

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5-2) 日本原子力研究開発機構, 福島第一原子力発電所事故に係る避難区域等における除染実証業務 報告書, 2012, 1159p.
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2019, p.135-146.
5-27) Sakuma, K. et al., Characteristics ofradio-cesium transport and discharge
between different basins near to the

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Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant
after heavy rainfall events, Journalof Environmental Radioactivity, vol.169170, 2017, p.137-150.
5-28) Sakuma, K. et al., Evaluation of
sediment and 137Cs redistribution in the
Oginosawa River catchment near the
Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Plant
using integrated watershed modeling,
Journal of Environmental Radioactivity,
vol.182, 2018, p.44-51.
5-29) Sakuma, K. et al., Applicability of
Kd for modelling dissolved 137Cs concentrations
in Fukushima river water; Case studyof the upstream Ota River, Journal ofEnvironmental Radioactivity, vol.184185, 2018, p.53-62.
5-30) Sakuma, K. et al., A Modeling approachto estimate the 137Cs discharge inrivers from immediately after the
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5-31) Kurikami, H. et al., Coupling theadvection-dispersion equation withfully kinetic reversible/irreversible
sorption terms to model radiocesium
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Journal of Environmental Radioactivity,
vol.171, 2017, p.99-109.
5-32) Yamada, S. et al., Sediment and 137Cs
transport and accumulation in the Ogaki
Dam of eastern Fukushima, Environmental
Research Letters, vol.10, 2015, p.014013_1014013_9.
5-33) Kurikami, H. et al., Numerical studyof transport pathways of 137Cs fromforests to freshwater fish living inmountain streams in Fukushima, Japan,
Journal of Environmental Radioactivity,
vol.208-209, 2019, p.106005_1-106005_11.
5-34) Malins, A. et al., Effect of remediation
parameters on in-air ambient dose
equivalent rates when remediating open
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2016, p.357-366.
5-35) Kim, M., et al. Simulation study ofthe effects of buildings, trees andpaved surfaces on ambient dose
equivalent rates outdoors at three
suburban sites near Fukushima Dai-ichi,
Journal of Environmental Radioactivity
vol.210, 2019, p.105803_1-105803_10.
5-36) 齊藤宏ほか， 福島の環境回復に係る包括的

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評価システムの整備に向けた取り組み,
JAEA-Review 2017-040, 2018, 34p.

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6. 研究開発成果の現場への実装
ウムは、水に溶けているより、水底の泥の中に6.1 地元企業への技術移転
原子力機構として、研究開発はその成果を社会に実装することを通じて、社会に貢献させる

蓄積していると考えられ、蓄積量の評価や蓄積量の変化観察が課題の一つとなっていた。

ことが重要と考えている。そのためには企業と

これまで、ため池底の土壌の放射性セシウム

連携して研究成果を創出するとともに、併せて、の濃度を測定するには、土壌をサンプリングし

地域産業の活性化、地元企業への技術移転を促

実験室で放射能を測定する手法が一般的であっすことが極めて重要である。ここでは、その代たが、サンプルが廃棄物になってしまうこと、表的事例をいくつか紹介する（本報告書で紹介

ため池全体の分布をみることは難しいことから、した成果に係わるプレス発表成果を巻末付録に一度に幅広い範囲を直接測定する手法が求めら示す）。

れていた。また、水中においてガンマ線は空気6.1.1 農業用ため池底の放射能分布測定技術の中よりも遮へいされるため、測定するには検出開発

器と線源の距離を密着させる必要があった。

（1）背景と課題（2）課題解決の技術

福島県内では農業用のため池が約 3,700 か所

原子力機構では、1F の事故以来、プラスチッ

あり、1F の事故以来、放射性セシウムによる汚クシンチレーションファイバ検出器（PSF）（図

染状況が懸念されていた。ため池は、上流の集6-1）の研究に取り組んでおり、放射性物質対策

水域に降った雨を集めるものであり、その水はの前後の測定等に応用していた。ここでは、一農業用水として使われる。水中での放射性セシ度に長い距離の測定が可能であること、水中で

図 6-1 プラスチックシンチレーションファイバ検出器
本手法により、土壌サンプリングも不要となり、その場測定を実現。しかも 1,000 m2 程度の大きさのため池を 4 日間程
度 (1 チーム 5 人として) で測定することができる。

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図 6-2 放射能分布マップによる浚渫範囲の変化の確認
この測定技術を用いると視覚的に放射能の分布をとらえることができ、放射性物質対策の計画や効果の確認に有用。
浚渫（しゅんせつ）した部分の放射性物質濃度が下がっていることが一目で判明。

も測定が可能なこと、測定対象物の形に応じて6.1.2 1F 構内における汚染水監視技術の開発

形が変えられることという特徴を生かし、ため（1）背景と課題

池底の測定にも応用を試行した。福島県内の 10

1F では、汚染水の管理が社会的な問題となっか所のため池において本技術の適用試験を実施ており、海洋への流出を防ぐためシビアな対応した結果、本技術を用いて作成したため池底のが必要な状況が続いていた。格納容器の冷却水

放射能分布マップは、ため池の放射性物質対策を保管している汚染水タンクや地下水等の発電等に活用できることがわかった（図 6-2）
（5.3.2

所敷地内における汚染水の監視には、人力によ参照）。

る測定やパトロールによって行われていた。連原子力機構は、水土里ネット福島 (福島県の続的な濃度監視は、海洋への放出口に設置され農業、農村整備に取り組む団体) と技術指導契ているものの、高額かつ保守に人手が必要であ約を締結し、技術移転を進めた。水土里ネットったため、台数を増やしたきめ細やかな監視が福島は、この技術による測定条件等を最適化す難しかった。

る取り組みを進め、効果的な測定条件を確立し（2）課題解決の技術た。原子力機構としては、福島県内のため池のPSF は 6.1.1 にもあるとおり、水底の放射性放射性物質対策における本手法の利用について、セシウムの分布測定にも利用されており、福島

必要な技術開発及びサポートをこれまでも継続

県農林水産部では県内の数 100 か所に及ぶ農業して実施している。

ため池の測定が行われている。PSF は、測定対象に合わせて測定部の形状を自由に変えられる

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ことやベータ線に感度があるといった特徴がある。原子力機構は、1F 事故後の混乱の中、早くから PSF の有効性に着目し、東京電力に積極的に働きかけた結果、発電所構内のモニターとして採用されるまでに至った（図 6-3、6-4）。PSFの基礎的な技術は、1980 年代に開発されていたが、1F 事故までは大きな適用先がなく、いわゆ
る埋もれていた技術であった。その技術を掘り起し、素材の選定から始めて、データ読み出し・処理アルゴリズムの開発及び水密性の向上・長尺化等の応用研究、さらには現場適用に至るまでの一連の技術開発を短期間で実施した（5.3.2
参照）。

図 6-3 PSF 検出器
測定部の形状に合わせて PSF を活用

水
PSF 測定水槽
遠心分離器

オーバーフロー

沈降槽

PSF
モニター

土粒子
地上

ドレン弁は微開の状態

P

排

水

路

図 6-4 東京電力の設置した PSF モニター
PSF 周辺へ土粒子が堆積しないようにするため、試験的にドレン弁を微開にし、排水を行う仕組み。
測定水槽から、オーバーフローした水が排水路に戻る設計となっている。（第 39 回 廃炉・汚染水対策現地調整会議資料を基に作成）

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6.1.3 “海洋のドローン”の開発てきた、無人船による河口域のモニタリングの（1）背景と課題

経験をベースとして、放射線の測定だけでなく災害後の調査においては、様々な状況を想定

自動で海底土のサンプリングや水温、水深の測する必要があり、狭い水路でもアクセス可能な定等の様々な用途に活用可能な無人船を開発し小型の無人船の開発が求められていた。従来のた。福島県浜通りに拠点を持つ企業5社（株式会

無人船では、放射線計測機器等、目的に応じて社K.S.E.、Takeru Software、有限会社協栄精機、

一つの測定機器を搭載して船体と測定機器を遠株式会社磐梯マリーン、日本オートマチックマ

隔で制御していたことから、海底の地形等、評

シン株式会社）との共同事業となった。なお、

価に必要な情報は別に求める必要があった。ま本事業において、無人船観測に係る以下の要素

た、海底の堆積物の採取を遠隔で行うこともで技術を開発した。

きなかった。これらの多目的の測定（マルチセ① 無人船の船体製作・製品設計・制御技術開発ンサー）や試料採取の機能を満たすためには、システムの制御技術の開発が必要であった。

② ファイバー型検出器を用いた海底放射線測定システム（2）課題解決の技術
原子力機構は、株式会社ウィンディーネット

③ 自動連続海底土サンプリング装置

ワーク及び JAMSTEC と共同で、放射線の測定④ 小型自動ウィンチ制御技術をはじめ様々な用途に活用可能な無人船（海洋⑤ 無人船による海底測量技術のドローン）の開発を行った（図6-5）。

このうち、①③④については、福島県浜通り

上記3機関が中心となり1Fの事故以来実施しに拠点を持つ企業が開発を担当した。また、こ図 6-5 事業の成果概要

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図 6-6 事業体制(株)磐梯マリーンは無人船の船体制作、（有）協栄精機、日本オートマチックマシン（株）、Takeru Software は、自動連続海底土サンプリング装置、(株)K.S.E.は自動ウィンチ制御技術を担当。

れらの要素技術を、JAMSTEC の所有する無人船

6.1.4 濃度分布の可視化カメラ搭載ドローン

を改造して実際に組み込み実証した。今後、無システムの開発

人船をはじめとする開発した技術の販売体制を（1）背景と課題構築すること及び運用技術を修練することによ

福島県内の帰還困難区域を含む屋外環境におって、浜通り発のユニークな技術として 2019 年

いて、1F の事故に伴い環境中に飛散・沈着した度内に事業化を開始している（図 6-6）。この技

放射性物質の濃度分布を把握することは、除染術を実用化することは、福島県浜通り地域にお作業者への判断材料や住民帰還への指標とする

いて水産業等の再開のための基礎データを提供

上でとても重要である。しかし、従来のサーベするだけでなく、将来の原子力防災への活用もイメータを用いた濃度分布の測定では広範囲エ期待できる。本事業は、2016 年度から 3 年間、リアの測定に時間がかかり、足場の悪い場所で「福島県地域復興実用化開発等促進事業費補助

は怪我等の危険も伴うために事前の処置等も必金事業」の課題として採択されたものである

要となり、作業コストの増加が懸念された。そ（5.3.2 参照）。

のため、簡便に広範囲を放射性物質分布測定できる手法が求められていた。
（2）課題解決の技術
CLADS と株式会社千代田テクノルは、福島県
浜通り地域の地元企業である株式会社栄製作所

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JAEA-Review 2020-023（南相馬市）等と連携して、放射線源が測定で性物質の濃度分布を 3 次元的に可視化することきる小型軽量のコンプトンカメラをドローンににより、
ホットスポットの効率的な把握や除去、載せて動きながらでも測定できる遠隔放射線イ

効果的な遮へいにより廃炉作業の円滑な推進に

メージングシステムを開発し、広いエリアの放貢献できる。なお、本システムは 2019 年度内に射性物質分布の 3 次元可視化に成功した。

実用化を開始しており、広く利用して頂けるよ

福島県の帰還困難区域において本システムのうにする予定である。

測定試験を行い、実環境中に点在する局所的な本事業は、2016 年度から 3 年間、「福島県地汚染（ホットスポット）でも短時間（半日以上

域復興実用化開発等促進事業費補助金事業」のが 30 分未満）で可視化できることを実証した課題として採択されたものである。
以上 4 つの事例は福島県内企業との連携事例(図 6-7)。
本システムは、広いエリアでも短時間でモニであるが、その他、福島県内企業からの再委託

タリングでき、民家や里山における局所的な汚という形で業務を受けるケースもあった。例え

染の検知に有効であり、帰還困難区域で自治体

ば、株式会社 FSK（いわき市の企業）が、福島ロや帰還を望まれる避難者の皆様への情報提供に

ボットテストフィールドに整備される試験用プ

資することが期待できる。さらに、廃炉作業がラントのためのロボットシミュレータ開発事業進行中である 1F においても、サイト内の放射を行っていたが、開発中のマルチコプターシミ

縮尺 約 1/2000

図 6-7 異なる手法による比較
歩行サーベイ（下図）によって既に得られていたホットスポットの位置は、コンプトンカメラによる航空サーベイ（上図）でも同様に捉えることができた。

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ュレーション機能と通信障害のシミュレーショ

（3）県内外教育機関・企業、地元等との連携

ン機能に課題があったことで、原子力機構は、

NARREC には、2015 年度の一部運用開始より自らが保有するロボットシミュレータ開発の知2020 年 3 月末までに 1,442 件、19,165 名もの見・技術を活用して各々の課題を解決するため視察・見学者が訪れた。国内外のメディアによのプラグインを制作した（2017 年）（4.2.4 参

る取材も多数受け、多くの注目を集めていると照）。

ともに、地元地域の小・中学生、高校生の来訪をはじめ、県内外の高校や大学からも多数訪れ

6.2 地元等への技術情報の還元ており、福島イノベーション・コースト構想へ

6.2.1 コミュニケーションと人材育成の貢献を含む人材育成に向けた活動の場となっ原子力機構は、福島大学とは 2011 年 7 月に、ている。また、同構想に係る事業の施設利用も

福島工業高等専門学校とは 2012 年 3 月に連携行われ、人材育成・事業発展の両面からその趣

協力協定等を締結し、これまでに共同研究や人旨にあった活動になっている。
さらに、文部科学省 英知事業における廃止措

材育成に関する取り組みを連携して行っている。

置研究・人材育成等強化プログラムの一環とし（1）福島大学との連携
共同研究として、「環境試料の分析法の高度化て、廃炉創造ロボコン が 2016 年度から NARREC～放射性ストロンチウムの迅速分析法の開発～」で開催され、原子力機構では、会場提供及びそを行っているほか、英知を結集した原子力科学(a)

技術・人材育成推進事業「化学計測の構築に基づく廃炉インフォマティックスとタイアップ型
人材育成」
を 2019 年度から開始したところである。また、事故後、県内の住民の方々を対象に、放射線に関する講演会を共同で多数開催してきた。
（2）福島工業高等専門学校との連携
共同研究として、紫外線による樹脂硬化特性を利用した流体漏洩防止技術の開発を行ってきたほか、夏期休暇実習生の受け入れ、NARREC を利用した研修（後述）を通じて、人材育成の支援を行ってきた。
また、NARREC については、楢葉南工業団地において他事業者に先行して 2016 年度に運用を開始しており、本施設の活用によるロボット開発をはじめ、最先端技術の発展及び福島県浜通り地区における廃止措置関連の産業集積に繋が(b)
図 6-8 第 4 回廃炉創造ロボコン； (a) 競技の様子、(b) 原子力機構理事長賞（技術賞）を受賞したチーム(福島工業高等専門学校)
競技の課題は、1F のペデスタル下部に存在する燃ったものと考えられる。

料デブリを回収することを想定。競技はペデスタルを模擬した環境で行い、制限時間は 10 分で実施。

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JAEA-Review 2020-023の運営を支援してきた(図 6-8)。加えて、廃炉え(2018 年度、主催：双葉地方広域市町村圏組

創造ロボコンに参加する学生を対象としたサマ合)、磐陽祭(2018 年度、主催：福島工業高等専

ースクールを開催し、現場の確認に加えて技術門学校)〕等の開催に協力し、福島県内地元企業的なアドバイスを含む実習を行った。

の 1F 廃炉技術へのマッチングにより、産業復

また、2019 年度からは、学生や企業の研修を対象にしたロボット操作実習プログラム(図 6-

興・地域活性化、地域住民の廃炉作業への理解醸成になったものと考える。

9)も開始するなど、廃炉人材の育成にも繋げて

大熊分析・研究センター施設管理棟（2017 年

きた。さらに、福島県内企業・大学 廃炉・災害度運用開始）と第 1 棟建設現場には、2020 年 3

対応ロボット関連技術展示実演会(図 6-10)の月末までに 125 件、1,079 名の視察・見学者が開催への協力（2016 年度から 2018 年度で年 1訪れた。視察された方には地元自治体職員や大回）、その他、地域イベント〔マジカル福島（2016

学生、高等専門学校生が含まれている。

年度から 2017 年度で年 1 回、主催：株式会社福国際共同研究棟及び大熊分析・研究センター

島ガイナックス）、ふたばワールド 2018 in なみ

施設管理棟駐在者約 50 名が富岡町等近隣に居住し、機構主催のイベントを実施及び富岡町の開催するイベントへ積極的に参加するなど地域活性化の観点で地域復興にも努めた（図 6-11）。

図 6-9 ロボット操作実習プログラムの整備
県内外の教育機関、企業の研修に活用できるよう、操作体
験と講義を組み合わせたプログラムを作り、運用している。写真はクローラー型操作ロボットの操作体験をしている様子。

図 6-11 大熊分析・研究センターにおける施設公開
施設管理棟のワークショップ(分析作業のモックアップを行う場)で見学の様子。

図 6-10 福島県内企業・大学廃炉・災害対応ロボット関連
技術展示実演会（2018 年 12 月）
福島県ハイテクプラザが主催する 1F の廃止措置や除染

図 6-12 地元とのふれあい

作業 及び災害対応分野における新たなビジネス機会の富岡町が開催する「えびす講市」という祭りでの福島創出を目的とする展示実演会である。

研究開発部門の出展の様子。

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国際共同研究棟は 2017 年 4 月に運用を開始

原子力機構等で「福島除染推進チーム」が結成し、2020 年 3 月末までに約 300 件、約 2,800 名され、2011 年 9 月から原子力災害現地対策本部の視察・見学者が訪れた。視察者には、地元自と協働して、国、県、各市町村・自治体への除治体、東京電力・政府・廃炉関係者、大学や高染活動への協力・支援（原子力機構の専門家の等専門学校生、国内外の専門家等が含まれ、地派遣等）が開始された。その後、除染作業の本

元への廃炉の理解の促進、廃炉研究に関する情格化時期においては、原子力機構も除染モデル

報発信、
学生や研究者等の人材育成に繋がった。

実証事業の経験等を活かして、国・自治体が実2018 年 10 月には、富岡町のえびす講市と併せ施する本格除染への協力を行った。国が除染をて、国際共同研究棟の施設公開を実施し、50 名実施する除染特別地域においては、除染作業のを超える見学者が訪れ、地元との共生が図られ立会・技術指導、除染試験、フォローアップモ

た（図 6-12）。2020 年 3 月末時点で、国際共同

ニタリング等の実施及び評価支援等を行うとと研究棟での研究従事者等も 30 人を超え、地元地

もに、市町村・自治体が除染を実施する除染実域の活性化、富岡町の復興にも繋がった。

施区域においては、除染現場での技術指導等に加え、除染作業者・業者の教育、人材育成、住6.2.2 地元等への技術支援と情報提供

民説明会での説明支援等、要請に応じて、全国（1）国・自治体の除染活動への協力・支援の各拠点から専門の職員を招集し、体制を整備

福島県内市町村の除染計画の策定を支援すしながら、国・各市町村等への協力・支援活動

るため、2011 年 8 月 24 日、内閣府、環境省、を行った（図 6-13）。2011 年 10 月 21 日より開図 6-13 各自治体等に対する除染活動への支援例
福島県内の各市町村のみならず、福島県外の 7 県（岩手県、宮城県、茨城県、千葉県、埼玉県、群馬県、栃木県）からの支援要請にも対応していた。

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始された、文部科学省の「チルドレンファース（答える会）と称した直接対話方式の活動をト」の取り組みにも協力し、学校、通学路、公2011 年 7 月より開始し、集中的に行ってきた。

園等の除染支援、技術指導を行った。これら当体制としては全国の各拠点から約 500 名の職員

時の福島県内外重点調査地域、8 県 104 市町村を説明者として登録し、答える会の実施要請を等を対象とした対応の件数は、2020 年 3 月末現受けてその都度、原則 4 名でチームを編成、ご在までの累計で、4,120 件となっている。

依頼者の指定する日時・場所に出向いて対応するシステムを整えた。
内容としては事故以前から 10 余年に亘り実（2）リスクコミュニケーション・原子力人材育施してきた地域住民とのコミュニケーション活成1F 事故により、特に福島県において、園児、動の実践経験を活かしたもので、参加者との双児童の放射線による健康への影響を心配する声

方向性を重視したプロセスを採用し、事前に参が高まっていた。このため、福島県内の保育園、加者の関心・ご質問を伺った上で相手に合せた幼稚園、小中学校の保護者並びに先生方を主な説明を行ってきた（図 6-14）。
会の終了後は参加者へのアンケート調査によ対象として「放射線に関するご質問に答える会」

り、講演内容の理解度、不安・心配に思うこと、
意見・要望（自由記述）等を収集した。
福島県内の参加者数を地域別に示すと図 615 のようになり、2020 年 3 月末までに 262 か所で開催し、延べ 23,013 人の方々に参加頂いた。
アンケート等結果からは、概ね理解できたと
図 6-14 答える会の様子のご意見が多く、特に小さなお子様の保護者の参加者の質問に答える時間をできるだけ長くとるこ方々に対して、放射線に係るご不安の払しょくとに重点を置いている。

87 団体 6,282 人
25 団体 1,181 人

30 団体 1,768 人

55 団体 7,771 人

3 団体 431 人

16 団体 1,552 人

46 団体 4,028 人※申込書の参加予定数を参加人数と見倣した。

図 6-15 答える会 地域別実施状況（2020 年 3 月末時点）

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JAEA-Review 2020-023に資することができた。
また、文部科学省国際原子力人材育成イニシ
アティブ、福島県除染推進のためのリスクコミュニケーション事業、連携協力協定による人材育成事業（福島工業高等専門学校等）などを実施した(図 6-16)。
(3）WBC 検査による福島県民健康管理調査支援事業
事故に伴う住民の方々の内部被ばく検査は、

図 6-16 人材育成事業支援

事故直後の 2011 年 3 月下旬に原子力災害対策

ガンマープロッター（ガンマ線を測定する検出器）を使本部が実施した甲状腺への放射性ヨウ素蓄積量った放射線測定実習の様子。

に関するスクリーニング検査に始まった。その後､福島県が中心となり､住民を対象とした WBCを用いた体内放射能の測定を実施している（図6-17、6-18）。
原子力機構としては、県民健康管理調査（内部被ばく検査）の立案、検査と結果の評価、その他、問い合わせ対応（2011 年 7 月 11 日～）
図 6-17 WBC 車を行い、2020 年 3 月末までに約 94,000 人（子ども 約 73,220 人、大人 約 20,780 人）の測定を実施した。このうち、茨城県の原子力機構のこの車には、内部被ばく検査のための WBC を搭載している。この車で地域を巡回し、広範囲に検査を行っている。

原子力科学研究所や核燃料サイクル工学研究所においても、福島県から多くの県民の方々（約22,000 人）を受け入れ、WBC 検査を実施した。

図 6-18 WBC 検査結果の説明
WBC 検査の結果については、1 対 1 で受検者に説明、質問・疑問に答える体制をとっている。

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7. 今後に向けて
1F の廃止措置に向けては、中長期ロードマッに向けて、「基礎・基盤から応用」までの幅広いプに基づき「初号機の燃料デブリ取り出しの開研究開発や、研究施設の整備等を進めてきた。
廃止措置に向けた今後の取り組みにおいては、始」として、2021 年内に 2 号機からの試験的取り出しに着手し、段階的に、安全かつ着実に取

中長期ロードマップを踏まえた研究開発

り出しの規模を拡大していくことで、その後のを進めるとともに、若手研究者の育成や国取り出し規模の更なる拡大に向けて必要な情

内外の英知を結集するための中核機関と報・経験を得ていくこととしている。

しての役割を担っていく。

また、廃棄物対策において「処理・処分の方

特に、シーズオリエンテッドに偏らず、現策とその安全性に関する技術的な見通し」を示

場のニーズに沿った研究開発に取り組む。

すため、NDF の戦略プランにおいて、2021 年度

環境回復に係る今後の取り組みにおいては、頃までを目処に、固体廃棄物の物量低減に向け

特定復興再生拠点をはじめとする帰還困た進め方を提示し、性状把握を効率的に実施す

難区域の避難指示解除に貢献する研究成るための分析・評価手法を開発するとともに、果の創出、情報発信に努めていく。

性状把握等、必要な情報が判明した際に、固体



地域の懸念やご不安を払しょくする情報

廃棄物の安全な処理・処分方法を合理的に選定発信に努め、地域の復興・産業再興に貢献するための手法を構築することとしている。

できるよう努めていく。

さらに、多核種除去設備等で浄化処理された技術的な観点だけでなく、学校・関係機関へ水の取り扱いについては、風評被害等の社会的の協力を含め、若手・人材育成や浜通り地区のな観点も含め、有識者による委員会における総商工会議所等との協力・連携等、地域社会の活合的な議論が継続されているが、国内外に対し性化の視点でも福島の復興に貢献できるよう努て、科学的根拠に基づく正確な情報発信を継続

めていく。
1F の廃止措置においては、今後始まる燃料デすることが重要となっている
一方、福島の環境回復に向けては、2018 年 3

ブリの取り出しなど困難でかつ長期にわたる作

月末までに、帰還困難区域を除く全市町村で面業に向けて、燃料デブリ及び放射性廃棄物の保的除染を完了し、帰還困難区域を除くほとんど

管、処理、処分の研究開発が重要な課題と考えの地域で避難指示が解除されている。しかしなられる。原子力機構として、その技術の蓄積、がら、帰還困難区域については、国が「たとえ能力を最大限活用し取り組むべき開発分野は、

長い年月を要するとしても、将来的に帰還困難

以下の 3 点である。

区域の全てについて避難指示を解除し、復興・

放射性廃棄物や燃料デブリの分析結果に再生に責任を持って取り組む」との決意の下、基づく、1F での事故進展解析、その結果の6 町村の特定復興再生拠点区域において、2023

原子炉の安全性向上へのフィードバック

年春頃までの特定復興再生拠点区域全域におけ

放射性廃棄物の分析とその結果に基づく、保管、処理、処分にあたっての技術的手段、る避難指示解除を目指している。
これまで原子力機構では、福島の復興・再生

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方策の提言

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2020-023
JAEA-Review 2020-023



燃料デブリの分析技術開発と分析結果に基づく、1F 廃炉への技術的な提言およびデブリの安定保管、処理・処分にあたっての技術的な提言また、福島の環境回復のためには、福島県、

国立環境研究所とも連携をし、継続的な環境モニタリング、環境中でのセシウム動向の環境動
態研究、その結果の政策決定のための情報提供、
地元への丁寧な説明を実施する。
これからも、国内外の英知を結集し、1F の廃止措置と環境回復に役立つ研究成果の提供、さらには福島復興への貢献を目指して参りますので、引き続き、皆様のご理解、ご支援、ご鞭撻を賜りますよう、
よろしくお願い申し上げます。

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2020-023
JAEA-Review 2020-023

付録 本文で紹介した成果に係わるプレス発表（1/3）
発表日

2020 年 3 月 27 日

件名（主題、副題）

環境中の放射性物質分布をパノラマで可視化
次世代型モニタリングカー「iRIS-V」

水中のβ線リアルタイムモニタリング
技術の開発に成功
2020 年 1 月 30 日

福島第一原子力発電所構内の排水路用
放射線モニターとして運用開始（日本放射線エンジニアリングとの共同発表）

川から海へ、セシウムはどれだけ流出
したか2020 年 1 月 15 日

観測結果とモデルを組み合わせたセシ
ウム流出量の推定手法を開発（福島大学との共同発表）

発表のポイント

本文

o 福島県内の屋外環境における放射性物質の分布把握は、除染作業の円滑な進捗や住民への迅速な情報提供を行う上で重要だが、従来のサーベイメータ等を用いた手法では、放射線の飛来方
向がわからないため、広いエリアで放射線量率の高い場所(ホットスポット)を探査するには時間と労力を要した。
o 原子力機構は、放射性物質の分布を短時間で測定し可視化する
ガンマ線可視化装置（コンプトンカメラ）を 144 台搭載し、レーザ光を用いた 3 次元距離測定センサと組み合わせた全方位型の 4.2.4
3 次元放射線測定システム車 iRIS-V を開発した。
o この iRIS-V を駆使することにより、1F 構内や環境中の放射性物質の分布を短時間で把握することが可能となる。
o あらゆる方向のホットスポットを容易に把握することが可能となり、除染や廃炉作業の円滑な推進に貢献できる。また、放射性物質の位置やその広がりを可視化するとともに、その場の空間線量率も測定できることから、次世代のモニタリングカーとして期待される。
o 1F構内においては、排水路に汚染水漏えいの可能性がある場
合、排水路の水をサンプリングし、汚染水に多く含まれるストロ
ンチウム90(90Sr)を想定したβ線計測を行っている。
o 現状の管理ではβ線とγ線を区別できないモニターが多く、迅速な対応や効率化のために、水中での進む距離 (飛程) が短く直接測定することが難しいβ線をフォールアウト起源のγ線と区別して計測できる簡便なリアルタイムモニタリング技術の確立が求められていた。
6.1.2
o 原子力機構などは、β線とγ線を区別して、リアルタイムに測定できるファイバ型モニターの開発を行った。本モニターを
1Fの現場や模擬的な汚染水を使って検証した結果、水中のβ線核種の90Srをγ線と区別して検出することに成功した。
o β線のリアルタイムモニタリングが可能となることで、排水路の現場でサンプリング・分析を行うことなく、汚染水の漏えい有無の判断の迅速化及び作業員の負担軽減が期待できる。本モニターは、東京電力HDにより現場設置工事を行い、令和2年1月31日に運用開始。
o 河川を通じたセシウムの海への流出は 1F から海への直接放出
および大気経由のフォールアウトに続く第 3 の流出経路と考えられていた。
o 現在、森林流域から河川に流出するセシウムは年間 1％未満と非常に小さく、河川水中のセシウム濃度も低下し続けている。しかし、1F 事故後初期の河川水のモニタリングデータは乏しく、その後も断片的な評価期間や観測地点しか存在しなかった。また、降雨時を含め長期にわたって評価可能な計算モデルも存在しなかった。
o そこで原子力機構は観測結果を基にした計算モデル「MERCURY」を開発し、1F 事故後の河川を通じて海へ流出するセシウム流出 5.4.2
量を算出した。その結果、事故後半年間のセシウム流出量は、他の流出経路に比べ流出量が 2 桁程度少ないこと、また、2017 年
までに河川から海へ流出した量の 6 割を占めることがわかった。
o モデルを利用することで、事故後初期に加え長期にわたる海
洋への流出量の評価や、降雨ごとのセシウム流出量や河川水中
セシウム濃度の時間変化の予測が可能となる。そのため、阿武隈川を含む複数の河川に対し、台風時等のセシウム流出量を評価することで、地域住民の安心につながることが期待される。さらに、本手法はセシウムのみならず、水や土砂流出に伴う汚染物質の移行などにも応用が可能である。

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付録 本文で紹介した成果に係わるプレス発表（2/3）
発表日

件名（主題、副題）

渓流魚中のセシウム濃度変化の原因を解明
2019 年 12 月 24 日
森林内のセシウムの動きと関係していることが明らかに

測定・サンプリングなど多目的に使用できる“海洋のドローン”の開発
2019 年 5 月 24 日

無人船開発に浜通り企業の技術を結集（ウィンディーネットワーク、海洋研
究開発機構との共同発表）

空からすばやく 環境中の放射性物質
分布を 3 次元で可視化
2019 年 5 月 9 日

放射性物質可視化カメラを搭載したドローンシステムを開発（千代田テクノルとの共同発表）

発表のポイント

本文

o 福島県で採取される天然淡水魚のセシウム濃度は時間とともに着実に低下し、出荷制限等の解除が進んでいるものの、今後の見通しを得るためセシウム濃度の変化の原因を解明することが求められていた。
o 本研究では、渓流魚に着目し、これまで蓄積されてきた環境
モニタリングデータを利用して森林から渓流魚へ移動するセシウムの経路を分析した。その結果、渓流魚に取り込まれるセシウムは、異なる 3 つの経路から供給されることが明らかになった。
o 葉や落葉層に含まれるセシウム濃度の急速な低下により、経 5.4.2路①②からの供給量が低下したことが渓流魚中のセシウム濃度の低下に大きく影響していることが分かった（本文図 530）。
o 今後、時間とともにセシウム濃度は低下傾向にあるが、経路③の有機土壌層からの寄与が大きくなると考えられる。有機土壌層内ではセシウムは緩やかに深さ方向に移動しながら無機
土壌層に吸着することが想定される。そのため、渓流魚のセシ
ウム濃度の将来予測に向けて、このような有機土壌層から無機土壌層へのセシウムの動きや存在状態の更なる解明を目指す。
o 原子力機構、ウィンディーネットワーク及び JAMSTEC は、これまでに蓄積された無人船運用の経験や開発技術を基に、福島
県浜通り地区の企業 5 社〔(株) K.S.E. Takeru Software、(有)協栄精機 (株)、 磐梯マリーン、日本オートマチックマシン(株)〕がもつ技術を最大限活用し、組織の枠を超えてアイディ
アを結集することで、放射線の測定をはじめ様々な用途に活用可能な無人船（海洋のドローン）の開発に成功した。
o 本無人船開発の中で、放射線だけでなく水温や電導度の計
測及び海底土サンプルの採取が同時にできるシステムもあわせて共同開発し搭載することで、原子力発電所周辺の河口域の6.1.3
詳細なモニタリングを可能とした。また、音響測定システムを搭載することで世界でも例を見ない無人船による海底測量を実現した。
o 本無人船は、有人船で行っていた海洋調査の時間やコストの縮減及び人が立ち入ることが困難な過酷環境における調査、人命救助、防災時のツールとしても活用できる。
o 本成果は、福島イノベーション・コースト構想の一環である
福島県地域復興実用化開発等促進事業費補助金事業の助成を受けている。
o 本無人船の販売や測量サービスは、2019 年度中に事業化。
o 福島県内の屋外環境における放射性物質の分布把握は、除染作業者への情報提供や住民帰還への指標とする上で重要だが、従来のサーベイメータを用いた手法では帰還困難区域の広範囲エリアの測定に時間がかかり、作業コストの増加が懸念される。
o 原子力機構と千代田テクノルでは、放射線源が測定できる小型軽量コンプトンカメラをドローンに載せて動きながらでも測定できる遠隔放射線イメージングシステムを開発し、広いエ4.2.4
リアの放射性物質分布の 3 次元可視化に成功。
o 帰還困難区域において本システムの測定試験を行い、実環境
中に点在する局所的な汚染（ホットスポット）でも短時間（半日以上⇒30 分未満）で可視化できることを実証。
o 本システムは、帰還困難区域内の広いエリアでも局所的な汚染の検知に有効である。また 1F の廃炉作業においても、ホットスポットの効率的な把握等への活用が期待される。
o 本システムは 2019 年度中に実用化。

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2020-023
JAEA-Review 2020-023

付録 本文で紹介した成果に係わるプレス発表（3/3）
発表日2019 年 2 月 22 日

件名（主題、副題）

福島第一原子力発電所原子炉建屋内における核燃料由来のアルファ線放出核
種の検知
アルファ核種可視化検出器を用いたス
ミヤ試料の測定を実施

河川のセシウム濃度、減少続く
2019 年 1 月 18 日

2018 年 10 月 31 日

過去 3 年にわたる連続的な調査結果から

湖沼等の底質中の放射性セシウムの深さ分布の可視化
試料を採取しなくても汚染実態解明へ

福島第一原子力発電所の作業現場の汚染個所を遠隔で検知し仮想空間上に可視化する技術を開発
2018 年 8 月 28 日
福島第一原発原子炉建屋で遠隔ロボットを用いた放射線イメージング測定を実施

被災地の農業復興に向けた農業用ため
池底の放射能分布測定技術
2014 年 7 月 3 日

プラスチックシンチレーションファイ
バを用いた放射線検出器の技術開発と福島県内で実施した適用試験の結果について（水土里ネット福島との共同発表）

発表のポイント
o1F の廃炉作業を進めるうえで、内部被ばくをもたらすアルフ
ァ線放出核種の検知は非常に重要となるが、従来のサーベイメ
ータでは核種の判別、アルファ線を放出する粒子の位置や分布の特定が不可能であったため、アルファ線を計数してもそれが核燃料によるものかその場で判別できず、作業員の放射線防護上の課題となっていた。
o 今回、原子力機構が研究開発を進めている「アルファ核種可視化検出器」を用いて 1F の原子炉建屋内で採取された試料の測定を試みたところ、エネルギー分布から核燃料由来と考えられるアルファ線放出核種を検知することに成功した。
o この測定結果と、原子力機構が保有するアルファ線放出核種の試料（プルトニウム粒子）のエネルギー分布を比較したとこ
ろ、両者は良く一致した。
o 今回、アルファ線放出核種が核燃料由来であり、その位置分布も特定できたことから、迅速なアルファ線放出核種の分布状
況の把握が簡便に可能となり、作業環境の放射線管理や作業員の放射線防護などへの応用が期待できる。
o 河川水中の放射性セシウム濃度は 1 リットルあたり 1 ベク
レルを下回っていることが各種モニタリング結果から判明しているが、その範囲内で具体的にどのように濃度が変化してい
るかは明らかになっていなかった。
o 平成 27 年 4 月から平成 30 年 3 月までの継続調査の結果、事故から 7 年経過した現在も、河川の放射性セシウム濃度は減
少し続けていることが分かった。
o その減少速度は 137Cs の物理的半減期による減少速度のおよ
そ 10 倍である。
o この結果は、陸上に沈着した放射性セシウムが時間とともに地中に移動することによって、河川へ流出しにくくなっていることを示唆している。
o 河川を利用するにあたっての安全・安心に貢献するため、今後も観測を続けていく。
o 湖沼や河川の水底の放射性セシウムによる汚染実態把握は、
農業再開に向けて重要な課題。しかし、これまでの調査は柱状の底質試料を採取して、層ごとに分けて分析するため手間がかかっていた。
o 原子力機構は水底で測定したγ線スペクトル特性（散乱γ線と直接γ線）から、底質中の放射性セシウムの深さ分布を評価する手法を開発した。
o この成果により、湖沼・河川等で底質試料を採取しなくても、迅速かつ簡便に水底の放射性セシウムによる汚染実態を把握できるため、モニタリングの効率化が期待できる。
o1F の廃炉作業を進めるに当たって、原子炉建屋内に飛散した
放射性物質の分布を正確に把握し、作業員の被ばく線量低減や除染計画の立案を行うことは極めて重要である。しかし、建屋
内の高い線量率や、現場に散乱した汚染ガレキや機器が障害となり、建屋内の把握は技術的に難易度が高い課題となっている。
o 原子力機構は、小型軽量化に成功した小型軽量コンプトンカ
メラをロボットに搭載し、遠隔で建屋内のホットスポットの検知に成功した。
o さらに、遠隔で取得した建屋内の情報を、作業環境の写真と組み合わせて仮想空間上で統合し、肉眼では見えない汚染状況を見えるように加工した仮想空間の構築にも成功した。
o これらの成果により、建屋内に人間が立ち入らずとも、遠隔で汚染状況を把握し、仮想現実技術を用い、作業員の被ばく量を最小にする作業プロセスの詳細な検討や事前訓練などが可能になる可能性が拓かれた。原子力機構としては、研究開発を継続し、1F の廃炉に資する成果の創出に取り組んでいく。
o ため池底の放射能分布の可視化に成功。
o 放射性物質対策の計画、放射性物質対策効果の確認に適用可能。
o 民間（水土里ネット福島）へ技術移転し、福島県内のため池
底測定に利用。

- 140
140 -

本文

4.2.4

5.4.2

5.3.2

4.2.4

6.1.1

国際単位系（SI）
表１．SI 基本単位
SI 基本単位

基本量

名称
記号
長
さメ ートル m
質
量 キログラム kg
時
間
秒
s
電
流ア ンペア A
熱力学温度 ケ ル ビ ン K
物 質 量モル mol
光度 カ ン デ ラ cd

表２．基本単位を用いて表されるSI組立単位の例
SI 組立単位
組立量
名称
記号
面
積 平方メートルm2
体
積 立方メートルm3
速 さ ， 速 度 メートル毎秒m/s
加速度 メートル毎秒毎秒
m/s2
波
数 毎メートルm-1
密 度 ， 質 量 密 度 キログラム毎立方メートル
kg/m3
面
積
密
度 キログラム毎平方メートル
kg/m2
比
体
積 立方メートル毎キログラム
電流
密
度 アンペア毎平方メートル
磁 界 の 強 さ アンペア毎メートル
量 濃 度 (a) ， 濃 度 モル毎立方メートル
質量
濃度 キログラム毎立方メートル輝
度 カンデラ毎平方メートル屈折率 (b) （数字の） １
比 透 磁 率 (b) （数字の） １

乗数
24

10
1021
1018
1015
1012
109
106
103

3

m /kg
A/m2
A/m
mol/m3
kg/m3
cd/m2
1
1

102
101

ヨ

表５．SI 接頭語
記号
乗数
名称
タ
Ｙ
シ
10-1 デ

ゼ
タ
エ ク サ

Ｚ
Ｅ

10-2

ペ
テ

タ
ラ

Ｐ
Ｔ

ギ
メ

ガ
ガ

Ｇ
Ｍ

マイクロ
ノ
10-9 ナコ
10-12 ピ
10-15 フェムト

キ
ロ
ヘ ク ト
デ
カ

ｋ
ｈ
da

10-3
10-6

記号

セ ン チ
ミ
リ

ト
10-18 ア
10-21 ゼ プ ト
10-24 ヨ ク ト

d

c
m
µ
n
p
f
a
z
y

表６．SIに属さないが、SIと併用される単位
名称
記号
SI 単位による値
分
min 1 min=60 s
時
h 1 h =60 min=3600 s（a）量濃度（amount concentration）は臨床化学の分野では物質濃度（substance concentration）ともよばれる。
（b）これらは無次元量あるいは次元１をもつ量であるが、そのことを表す単位記号である数字の１は通常は表記しない。

d
°
’

日
度
分

表３．固有の名称と記号で表されるSI組立単位
SI 組立単位
組立量
他のSI単位による SI基本単位による
名称
記号
表し方
表し方
（ｂ）
平
面
角 ラジアン(ｂ)
rad
m/m
1
（ｂ）
(ｂ)
(c)
2
2
立
体
角 ステラジアン
sr
1
m /m
周
波
数 ヘルツ（ｄ）
Hz
s-1
力
ニュートン
N
m kg s-2
圧力
応
力 パスカル,Pa
N/m2
m-1 kg s-2
エ ネ ル ギ ー , 仕 事 , 熱 量 ジュールJNm
m2 kg s-2
仕 事 率 ， 工 率 ， 放 射 束 ワット
WJ/s
m2 kg s-3
電
荷
電気量 クーロン,
CsA
電 位 差 （ 電 圧 ） , 起 電 力 ボルト
VW/A
m2 kg s-3 A-1
静電
容量 ファラドF
C/V
m-2 kg-1 s4 A2
電
気
抵
抗 オーム
Ω
V/A
m2 kg s-3 A-2
コ ン ダ ク タ ン ス ジーメンス
S
A/V
m-2 kg-1 s3 A2
磁
束 ウエーバWb
Vs
m2 kg s-2 A-1
磁
束
密
度 テスラ
T
Wb/m2
kg s-2 A-1
イ ン ダ ク タ ン ス ヘンリーH
Wb/A
m2 kg s-2 A-2
セ ル シ ウ ス 温 度 セルシウス度(ｅ)℃K
光
束 ルーメンlm
cd
cd sr(c)照度 ルクスlx
m-2 cdlm/m2
Bqs-1
放 射 性 核 種 の 放 射 能 （ ｆ ） ベクレル（ｄ）
吸収線量, 比エネルギー分与,
グレイ
Gy
J/kg
m2 s-2カーマ
線量当量, 周辺線量当量,Sv
J/kg
m2 s-2シーベルト（ｇ）
方向性線量当量, 個人線量当量酸素
活性 カタールkat
s-1 mol

1 d=24 h=86 400 s
1°=(π/180) rad1’=(1/60)°=(π/10 800) rad”1”=(1/60)’=(π/648 000) radha 1 ha=1 hm 2=104m2
L，l 1 L=1 l=1 dm3=103cm3=10-3m3t
1 t=103 kg

秒
ヘクタール
リットル
トン

表７．SIに属さないが、SIと併用される単位で、SI単位で表される数値が実験的に得られるもの
名称
記号
SI 単位で表される数値
電 子 ボ ル ト
ダ ル ト ン
統一原子質量単位

eV
Da
u

天

ua

文

単

位

1 eV=1.602 176 53(14)×10 -19J

1 Da=1.660 538 86(28)×10-27kg
1 u=1 Da

1 ua=1.495 978 706 91(6)×1011m

表８．SIに属さないが、SIと併用されるその他の単位
名称
記号
SI 単位で表される数値
バー
ル bar １bar=0.1MPa=100 kPa=10 5Pa
水銀柱ミリメートル mmHg １mmHg≈133.322Pa(a)SI接頭語は固有の名称と記号を持つ組立単位と組み合わせても使用できる。しかし接頭語を付した単位はもはや
コヒーレントではない。
(b)ラジアンとステラジアンは数字の１に対する単位の特別な名称で、量についての情報をつたえるために使われる。
実際には、使用する時には記号rad及びsrが用いられるが、習慣として組立単位としての記号である数字の１は明示されない。
(c)測光学ではステラジアンという名称と記号srを単位の表し方の中に、そのまま維持している。
(d)ヘルツは周期現象についてのみ、ベクレルは放射性核種の統計的過程についてのみ使用される。
(e)セルシウス度はケルビンの特別な名称で、セルシウス温度を表すために使用される。セルシウス度とケルビンの単位の大きさは同一である。したがって、温度差や温度間隔を表す数値はどちらの単位で表しても同じである。
(f)放射性核種の放射能（activity referred to a radionuclide）は、しばしば誤った用語で”radioactivity”と記される。
(g)単位シーベルト（PV,2002,70,205）についてはCIPM勧告2（CI-2002）を参照。

表４．単位の中に固有の名称と記号を含むSI組立単位の例
SI 組立単位
組立量
SI 基本単位による
名称
記号
表し方
-1
粘
度 パスカル秒
Pa s
m kg s-1
力 の モ ー メ ン ト ニュートンメートル
Nm
m2 kg s-2
表面
張力 ニュートン毎メートル
N/m
kg s-2角
速度 ラジアン毎秒
rad/s
m m-1 s-1=s-1
角
加速度 ラジアン毎秒毎秒
rad/s2
m m-1 s-2=s-2
熱 流 密 度 , 放 射 照 度 ワット毎平方メートル
W/m2
kg s-3
熱 容 量 , エ ン ト ロ ピ ー ジュール毎ケルビン
J/K
m2 kg s-2 K-1
比 熱 容 量 ， 比 エ ン ト ロ ピ ー ジュール毎キログラム毎ケルビン J/(kg K)
m2 s-2 K-1
比 エ ネ ルギ ー ジュール毎キログラム
J/kg
m2 s-2
熱伝
導率 ワット毎メートル毎ケルビン W/(m K) m kg s-3 K-1
体 積 エ ネ ル ギ ー ジュール毎立方メートル J/m3
m-1 kg s-2
電界の強さ ボルト毎メートル
V/m
m kg s-3 A-1
電荷密
度 クーロン毎立方メートル C/m3
m-3 s A
表面
電
荷 クーロン毎平方メートル C/m2
m-2 s A電 束 密 度 ， 電 気 変 位 クーロン毎平方メートル C/m2
m-2 s A誘
電率 ファラド毎メートル
F/m
m-3 kg-1 s4 A2
透磁率 ヘンリー毎メートル
H/m
m kg s-2 A-2
モ ル エ ネ ル ギ ー ジュール毎モル
J/mol
m2 kg s-2 mol-1
モルエントロピー, モル熱容量 ジュール毎モル毎ケルビン J/(mol K) m2 kg s-2 K-1 mol-1
照 射 線 量 （ Ｘ 線 及 び γ 線 ） クーロン毎キログラム
C/kg
kg-1 s A
吸収線
量率 グレイ毎秒
Gy/s
m2 s-3放射
強度 ワット毎ステラジアン
W/srm4 m-2 kg s-3=m2 kg s-3
放射輝
度 ワット毎平方メートル毎ステラジアン W/(m2 sr) m2 m-2 kg s-3=kg s-3
酵 素 活 性濃 度 カタール毎立方メートル kat/m3
m-3 s-1 mol

名称

オングストローム
海
里
バ
ー
ン

Å
Ｍ

１Å=0.1nm=100pm=10-10m
１M=1852m

b

ノ
ネ
ベ

ト
パ
ル

kn
Np
Ｂ

１b=100fm2=(10-12cm) 2 =10-28m2
１kn=(1852/3600)m/s

ル

dB

ッ
ー

デ

シ

ベ

SI単位との数値的な関係は、対数量の定義に依存。

エ

表９．固有の名称をもつCGS組立単位
名称
記号
SI 単位で表される数値
ル
グ erg 1 erg=10-7 J

ダ
ポ

イ
ア

ス
ス

ト ー ク
チ
ル

フ
ガ

ォ

ン dyn 1 dyn=10-5N
ズ P 1 P=1 dyn s cm-2=0.1Pa s
ス St 1 St =1cm2 s-1=10-4m2 s-1
ブ sb 1 sb =1cd cm-2=104cd m-2
ト ph 1 ph=1cd sr cm-2 =10 4lx
ル Gal 1 Gal =1cm s-2=10-2ms-2

マ ク ス ウ エ ルガ
ウス
エルステッド（ ａ）

Mx
G
Oe

1 Mx = 1G cm2=10-8Wb
1 G =1Mx cm-2 =10-4T
1 Oe (103/4π)A m-1（a）３元系のCGS単位系とSIでは直接比較できないため、等号「は対応関係を示すものである。

キ
レ
ラ

名称
ュ
リ
ン

レ
ガ

ト

表10．SIに属さないその他の単位の例
記号
SI 単位で表される数値
ー Ci 1 Ci=3.7×1010Bq

ゲ

ン

ン R
ド rad
ム rem
マ γ

フ
ェ
ル
ミ
メートル系カラット

1 R = 2.58×10-4C/kg

1 rad=1cGy=10-2Gy
1 rem=1 cSv=10-2Sv
1 γ=1 nT=10-9T
1 フェルミ=1 fm=10-15m

ト
標

準

気

1 メートル系カラット = 0.2 g = 2×10-4kg
ル Torr 1 Torr = (101 325/760) Pa
圧 atm 1 atm = 101 325 Pa

カ

ロ

リ

ー

cal

ミ

ク

ロ

ン

µ

大

」

1 cal=4.1858J（｢15℃｣カロリー），4.1868J（｢IT｣カロリー），4.184J（｢熱化学｣カロリー）

1 µ =1µm=10-6m（第8版，2006年）